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Measurement of niobium reaction rate for material surveillance tests in fast reactors
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作者 Chikara Ito Shigetaka Maeda +2 位作者 Toshihiko Inoue Hideki Tomita Tetsuo Iguchi 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2020年第6期491-495,共5页
A highly accurate and precise technique for measurement of the 93 Nb(n,n’)93m Nb reaction rate was established for the material surveillance tests,etc.in fast reactors.The self-absorption effect on the measurement of... A highly accurate and precise technique for measurement of the 93 Nb(n,n’)93m Nb reaction rate was established for the material surveillance tests,etc.in fast reactors.The self-absorption effect on the measurement of the characteristic X-rays emitted by 93m Nb was decreased by the dissolution and evaporation to dryness of niobium dosimeter.A highly precise count of the number of 93 Nb atoms was obtained by measuring the niobium solution concentration using inductively coupled plasma mass spectrometry.X-rays of 93m Nb were measured accurately by means of comparing the X-ray intensity of irradiated niobium solution with that of the solution in which stable 93 Nb was added.The difference between both intensities indicates the effect of 182 Ta,which is generated from an impurity tantalum,and the intensity of X-rays from 93m Nb was evaluated.Measurement error of the 93 Nb(n,n’)93m Nb reaction rate was reduced to be less than 4%,which was equivalent to the other reaction rate errors of dosimeters used for Joyo dosimetry.In addition,an advanced technique using Resonance Ionization Mass Spectrometry was proposed for the precise measurement of 93m Nb yield,and 93m Nb will be resonance-ionized selectively by discriminating the hyperfine splitting of the atomic energy levels between 93 Nb and 93m Nb at high resolution. 展开更多
关键词 Isord-10 NIOBIUM reaction rate material surveillance test fast reactor characteristic x-rays experimental fast reactor joyo resonance ionization mass spectrometry hyperfine structure
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钠冷快堆技术发展综述 被引量:3
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作者 杨红义 周培德 +4 位作者 王明政 刘一哲 杨勇 颜寒 阿热爱·努尔兰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期1-14,共14页
钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分... 钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分析;然后总结了钠冷快堆技术发展的主要趋势以及关键技术发展路线;最后对中国钠冷快堆未来的发展趋势进行了分析与展望。通过对钠冷快堆技术的系统性总结,揭示了其未来发展的方向和潜力,为后续科学研究和工程实践提供了理论支持与参考依据。 展开更多
关键词 第四代核能系统 钠冷快堆 闭式燃料循环后处理 一体化快堆
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快堆控制关键技术突破与工程实践
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作者 冯伟伟 段天英 +2 位作者 杨建伟 崔国生 刘勇 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2144-2152,共9页
核能作为清洁能源的重要性日益凸显,快堆作为第四代核能系统的核心堆型,具有铀资源利用率高、核燃料增殖能力强及放射性废物处理等优势,是我国核能发展战略的重要环节。本文聚焦我国大功率快堆反应堆控制技术突破与工程实践,介绍我国快... 核能作为清洁能源的重要性日益凸显,快堆作为第四代核能系统的核心堆型,具有铀资源利用率高、核燃料增殖能力强及放射性废物处理等优势,是我国核能发展战略的重要环节。本文聚焦我国大功率快堆反应堆控制技术突破与工程实践,介绍我国快堆技术的自主创新与相关产业升级。通过自主研发涉钠仪表(如永磁式钠流量计、互感式钠液位计等),突破多项关键技术,实现了国内生产配套;建立了全厂主要控制系统仿真模型,优化控制方案并成功应用于快堆工程;首次在快堆领域应用全数字化技术,完成保护系统设计、集成、测试与验证,实现国产化开发。结果表明,这些技术突破满足了大功率快堆在各种工况下的测量和控制功能要求,提升了自动化水平和系统可靠性。这些成果不仅为我国快堆技术发展提供了重要保障,也为核能技术的产业升级和商业化推广奠定了坚实基础。 展开更多
关键词 快堆 仪控系统 反应堆控制 保护系统 分布式控制系统
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钠冷快堆技术发展综述
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作者 杨红义 周培德 +4 位作者 王明政 刘一哲 杨勇 颜寒 阿热爱·努尔兰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2153-2166,共14页
钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分... 钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分析;然后总结了钠冷快堆技术发展的主要趋势以及关键技术发展路线;最后对中国钠冷快堆未来的发展趋势进行了分析与展望。通过对钠冷快堆技术的系统性总结,揭示了其未来发展的方向和潜力,为后续科学研究和工程实践提供了理论支持与参考依据。 展开更多
关键词 第四代核能系统 钠冷快堆 闭式燃料循环后处理 一体化快堆
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液态金属快堆分析方法与自主化软件的研发与验证
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作者 吴宏春 郑友琦 +11 位作者 曹良志 杜夏楠 王学松 祖铁军 刘宙宇 贺清明 陈荣华 葛莉 杨睿 高鑫钊 王事喜 阿热爱 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期824-837,共14页
液态金属冷却快中子核反应堆(简称液态金属快堆)是我国核能发展“三步走”战略中承上启下的关键环节。高精度的液态金属快堆数值分析软件是提升我国快堆研发水平的基础。现阶段,我国仍沿用20世纪80、90年代以来通过消化、吸收形成的数... 液态金属冷却快中子核反应堆(简称液态金属快堆)是我国核能发展“三步走”战略中承上启下的关键环节。高精度的液态金属快堆数值分析软件是提升我国快堆研发水平的基础。现阶段,我国仍沿用20世纪80、90年代以来通过消化、吸收形成的数值分析方法与计算软件,面临着计算模型近似大、适用范围窄等技术问题,亟待理论上的突破和新一代高性能数值分析软件的研发。为此,本文针对液态金属快堆研发的关键环节,提出了一套高精度数值模拟计算的方法模型,并研发了完全自主知识产权的计算软件系统。通过中国实验快堆测量数据以及设计参数对比分析,验证了模型的正确性和计算软件的先进性。 展开更多
关键词 液态金属快堆 软件开发 堆芯物理分析 热工水力 系统分析
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钠冷快堆堆芯设计优化方向研究
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作者 周培德 胡赟 +6 位作者 薛秀丽 苏喜平 霍兴凯 林超 陈启董 宋英韵 王振忠 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2112-2121,共10页
钠冷快堆具有核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变的功能,是第四代核能系统的主要推荐堆型。钠冷快堆功能和性能优势的实现主要取决于堆芯设计。钠冷快堆已有进入规模化、商业化应用的态势,本文在分析钠冷快堆堆芯设计内涵和已有设计实践... 钠冷快堆具有核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变的功能,是第四代核能系统的主要推荐堆型。钠冷快堆功能和性能优势的实现主要取决于堆芯设计。钠冷快堆已有进入规模化、商业化应用的态势,本文在分析钠冷快堆堆芯设计内涵和已有设计实践基础上,重点围绕经济性、安全性和可持续性提升,研究并提出堆芯设计优化的方向和措施,包括:瞄准燃料燃耗限值提升、燃料平均卸料燃耗和堆芯冷却剂出口温度展平以提高经济性;瞄准反应性效应负反馈优化、反应性控制性能改进和自然循环设计优化以提升安全性;瞄准核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变能力提升以改进可持续性。所提出的堆芯设计优化方向和措施可以作为钠冷快堆堆芯设计研发的目标和主要内容。 展开更多
关键词 钠冷快堆 堆芯设计 经济性 安全性 可持续性
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一体化快堆顶层设计要求研究
7
作者 周培德 张熙司 +9 位作者 胡赟 冯伟伟 刘琳 颜寒 王凤龙 王事喜 张强 李新宇 宋英韵 薛方元 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期15-26,共12页
一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立... 一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立了相关方法学,本文结合第四代核能系统评价方法学关注的经济性、安全性、可持续性及防核扩散等方面,特别是与设计相关的用户要求条款,研究提出一体化快堆的顶层设计要求,为开展一体化快堆设计工作设定设计目标或指标要求。 展开更多
关键词 一体化快堆 第四代核能系统 用户要求 设计要求
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一体化快堆顶层设计要求研究
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作者 周培德 张熙司 +9 位作者 胡赟 冯伟伟 刘琳 颜寒 王凤龙 王事喜 张强 李新宇 宋英韵 薛方元 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2167-2178,共12页
一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立... 一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立了相关方法学,本文结合第四代核能系统评价方法学关注的经济性、安全性、可持续性及防核扩散等方面,特别是与设计相关的用户要求条款,研究提出一体化快堆的顶层设计要求,为开展一体化快堆设计工作设定设计目标或指标要求。 展开更多
关键词 一体化快堆 第四代核能系统 用户要求 设计要求
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一体化快堆金属燃料发展现状及研发规划
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作者 冯伟 刘一哲 +2 位作者 任媛媛 杨勇 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期34-40,共7页
金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主... 金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主要是美国、日本、韩国等)通过不断的材料选型和元件设计优化,基本可以确定金属燃料燃耗最高可到20at.%。针对我国一体化快堆U-TRU-Zr金属燃料选型和高燃耗的研发需求,调研了国内外快堆金属燃料的研发现状,提出了高燃耗金属燃料关键问题和解决方案,制定了我国一体化快堆高燃耗U-TRU-Zr金属燃料的研发技术路线。 展开更多
关键词 金属燃料 高燃耗 元件设计 一体化快堆
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先进核能发展情景研究
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作者 杨勇 周培德 +3 位作者 叶国安 杨红义 胡赟 宋英韵 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期27-33,共7页
核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线... 核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线。本文基于目前我国核电发展格局及未来发展展望,绘制了压水堆和快堆匹配发展的先进核能发展情景图。 展开更多
关键词 双碳目标 燃料循环 一体化快堆 核能发展情景
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低热胀管道正回火制度对微观组织及性能的影响规律研究
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作者 韩丽青 李根 +6 位作者 李鑫 赵雷 涂凯 燕春光 赵吉庆 徐海涛 包汉生 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期165-172,共8页
为满足一体化快堆60年寿命设计需要,本文开展了热处理正火(1040~1080℃)与回火(730~800℃)工艺对9Cr-1Mo系铁素体-马氏体耐热钢低热胀管道组织稳定性的影响规律研究。结果表明:正火温度提高至1060℃,可以促进合金元素回溶,M_(23)C_(6)... 为满足一体化快堆60年寿命设计需要,本文开展了热处理正火(1040~1080℃)与回火(730~800℃)工艺对9Cr-1Mo系铁素体-马氏体耐热钢低热胀管道组织稳定性的影响规律研究。结果表明:正火温度提高至1060℃,可以促进合金元素回溶,M_(23)C_(6)相更加弥散,室温及高温强度提高约20 MPa,但继续提高正火温度影响不大;回火温度升高,板条状马氏体合并为块状马氏体,晶界总长度减少,且马氏体板条回复加剧,位错密度下降,强度迅速降低;随回火时间延长至2 h以上,析出相充分析出导致基体强度降低、冲击功提高,组织基本达到稳定,继续延长回火时间或焊后热处理时间强度不会发生明显变化,建议采用1060℃×1 h正火、770℃×2 h回火制度进行热处理,以保障工艺管道长寿期安全服役。 展开更多
关键词 钠冷快堆 工艺管道 铁素体-马氏体耐热钢 热处理工艺
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基于快堆堆芯中子学计算软件MOSASAUR的物理-热工耦合计算方法研究
12
作者 张斌 王连杰 +1 位作者 娄磊 赵晨 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期656-665,共10页
为满足快堆堆芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、堆芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文... 为满足快堆堆芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、堆芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文采用刚性限制法求解三维时空动力学方程,拓展了MOSASAUR中堆芯计算中的瞬态分析能力;基于子通道程序COBRA-YT扩展了其对液态金属冷却反应堆的热工水力计算能力,并与MOSASAUR耦合,作为热工反馈模块;采用不动点迭代法耦合了物理中子场及温场,最终形成了快堆堆芯稳态及瞬态的物理热工耦合计算。本文采用LMW基准题和ORAL19棒束问题分别对三维时空动力学计算和热工水力计算进行了模块验证;基于MicroURANUS堆芯进行了堆芯稳态及瞬态耦合计算的验证。数值结果显示,基于快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的多物理耦合计算具有较高的计算精度。 展开更多
关键词 多物理耦合 铅冷快堆 瞬态分析 热工水力计算 MOSASAUR
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一体化快堆堆内净化用高温浸没泵性能试验研究
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作者 李煦 耿晓 +3 位作者 姚泽文 禹春利 吴鹏 於根芳 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期111-119,共9页
在中国原子能科学研究院的一体化快堆项目中,为实现一回路钠不出堆,防止放射性钠泄漏,采用堆内冷阱净化钠中杂质,使一回路的钠在堆容器内部完成净化。为适应堆内冷阱净化需求,需重新研发堆内钠泵送装置。本文设计了适用于堆内冷阱的高... 在中国原子能科学研究院的一体化快堆项目中,为实现一回路钠不出堆,防止放射性钠泄漏,采用堆内冷阱净化钠中杂质,使一回路的钠在堆容器内部完成净化。为适应堆内冷阱净化需求,需重新研发堆内钠泵送装置。本文设计了适用于堆内冷阱的高温浸没泵,浸没泵从钠池中抽钠,通过顶部出口将钠输入堆内冷阱内筒中,为钠在冷阱内的循环净化提供稳定、可调节的动力。针对高温浸没泵样机,开展了模拟堆内钠环境下的性能试验,得到了浸没泵在不同电力条件时的流量-扬程曲线、流量-效率曲线、流量-功率曲线,以及关键部件温度等试验值,并将试验结果与仿真计算结果进行分析比较。结果表明,所研发的浸没泵样机在高温(360℃)钠介质环境、额定工况下,能够满足流量8 m^(3)/h、扬程0.2 MPa的工程需求,同时实际绕组线圈温度低于安全运行温度(450℃),满足设计要求。上述结果为进一步服务堆内净化提供了支持。 展开更多
关键词 一体化快堆 浸没泵 性能试验 仿真计算
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百万千瓦级钠冷快堆热工参数研究分析
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作者 丁铜伟 陈薇 王文杰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期89-95,共7页
百万千瓦级钠冷快堆是一体化闭式循环钠冷快堆核能系统(一体化快堆)必须突破的关键一环,但是由于某些方面的原因,国内至今还没有百万千瓦级钠冷快堆机组。中国实验快堆奠定了我国钠冷快堆的基础和范畴,百万千瓦级钠冷快堆是中国实验快... 百万千瓦级钠冷快堆是一体化闭式循环钠冷快堆核能系统(一体化快堆)必须突破的关键一环,但是由于某些方面的原因,国内至今还没有百万千瓦级钠冷快堆机组。中国实验快堆奠定了我国钠冷快堆的基础和范畴,百万千瓦级钠冷快堆是中国实验快堆的优化和改进,二者的热传输机理一致,因此本文借鉴经中国实验快堆验证过的传热模型,建立百万千瓦级钠冷快堆的传热模型,并通过中国实验快堆及法国钠冷快堆的运行数据对其准确性进行了验证。同时,本文参考了国际上钠冷快堆的工艺系统参数,结合已有的相关研究结果,在确保反应堆安全的前提下,着重考虑了系统的可行性、设备制造成本及可靠性,研究分析了百万千瓦级钠冷快堆的热工参数。确定的热工参数综合考虑了经济性、有效性、安全性和可实现性,可为我国发展百万千瓦级钠冷快堆提供参考。 展开更多
关键词 百万千瓦级钠冷快堆 热工参数 一体化快堆
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一体化快堆经济性分析方法研究
15
作者 刘琳 罗妹 付琪 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期54-60,共7页
目前国内核电经济分析聚焦于压水堆,而对快堆的经济性分析主要为方法分析,案例分析较少;国际上代表性权威机构和高校给出了经济评价方法,但他们侧重于成本侧分析,收益侧分析较少。本文在国内外核电经济性分析方法的基础上,综合考虑一体... 目前国内核电经济分析聚焦于压水堆,而对快堆的经济性分析主要为方法分析,案例分析较少;国际上代表性权威机构和高校给出了经济评价方法,但他们侧重于成本侧分析,收益侧分析较少。本文在国内外核电经济性分析方法的基础上,综合考虑一体化快堆的技术特点,提出了适用于一体化快堆的经济性分析方法,建立了度电成本模型和财务评价模型,并进行了初步经济分析。计算结果表明,一体化快堆首堆度电成本为0.279元/(kW·h),内部收益率(IRR)为3.65%。在系列化学习效应的加持下,度电成本呈下降趋势,当一体化快堆在建设投资下降至2万元/kW时,其度电成本可与压水堆相比,项目的IRR可达到行业基准收益率。 展开更多
关键词 一体化快堆 闭式燃料循环 经济性分析
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快堆乏燃料干法后处理技术与发展思考
16
作者 林如山 钟振亚 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期41-53,共13页
乏燃料干法后处理是指在非水介质中处理乏燃料,回收铀钚等锕系元素,并妥善处理放射性废物的一种化工过程。干法后处理是闭式燃料循环快堆核能系统的关键环节,也是快堆乏燃料后处理的现实技术选择。美、俄均已掌握快堆乏燃料干法后处理技... 乏燃料干法后处理是指在非水介质中处理乏燃料,回收铀钚等锕系元素,并妥善处理放射性废物的一种化工过程。干法后处理是闭式燃料循环快堆核能系统的关键环节,也是快堆乏燃料后处理的现实技术选择。美、俄均已掌握快堆乏燃料干法后处理技术,分别建立了适合本国快堆核燃料循环策略的干法后处理工艺流程,已经过工程规模热实验验证,正在开发工程化技术。我国干法后处理技术路线选择遵循国际先进技术和我国快堆燃料循环整体策略,重点发展了熔盐电解技术,可兼容处理氧化物和金属等多种类型的快堆乏燃料,正处于关键技术攻关阶段。本文概述了快堆乏燃料干法后处理技术典型流程和发展趋势,总结了国内围绕快堆乏燃料干法后处理研发取得的最新进展,分析了干法后处理技术面临的挑战,并结合我国快堆核能系统发展战略,提出了我国快堆乏燃料干法后处理技术发展亟待突破的关键科学和技术问题。 展开更多
关键词 快堆乏燃料 干法后处理 熔盐电解 氟化挥发
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快堆多群截面处理程序MGGC2.0的验证与确认
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作者 马续波 马隆霄 +2 位作者 马旭东 张腾 陈相 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第7期133-140,共8页
基于多群截面的确定论计算方法一直都是反应堆工程设计的重要方法,多群截面精度直接影响着反应堆物理计算的精度。为了产生快堆高精度的截面数据,华北电力大学开发了高精度截面处理程序MGGC2.0,对该程序进行了基准验证和确认。基于ENDF... 基于多群截面的确定论计算方法一直都是反应堆工程设计的重要方法,多群截面精度直接影响着反应堆物理计算的精度。为了产生快堆高精度的截面数据,华北电力大学开发了高精度截面处理程序MGGC2.0,对该程序进行了基准验证和确认。基于ENDF/B-Ⅶ.1库计算无限大均匀混合介质UO_(2)、MOX、U-TRUZr燃料,将MGGC2.0与MCNP产生的宏观截面对比验证,验证了程序产生多群截面的精度,超细群宏观多群总截面与MCNP的参考解的相对偏差基本在5%以内。然后对俄罗斯快堆实验BFS97-1进行了计算,提出了针对多种燃料排布形式的燃料少群截面均匀化方法,利用MGGC2.0的碰撞概率法计算了燃料的少群截面数据,利用DIF3D程序进行堆芯计算,同时还对比了不同截面均匀化方法的结果。研究结果表明:对于BFS97-1,如果直接采用临界搜索产生的截面,DIF3D计算的有效增殖因数(k_(eff))结果与MCNP计算的k_(eff)的绝对偏差为2.541×10^(−2),通过改进燃料轴向不均匀计算方法,使得偏差降到了5.0×10^(−4)以下。针对BFS97-1、BFS97-2、BFS97-5和BFS97-6的计算结果与MCNP结果的偏差都在3.0×10^(−3)以内,验证了程序产生多群和少群截面具有较高精度,可以满足工程设计要求。 展开更多
关键词 多群截面 MGGC2.0 一维均匀化方法 BFS实验基准题 快堆
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一体化快堆悬臂式换料机防组件跌落设计研究
18
作者 刘志芳 郭晓娴 +2 位作者 于团结 张威 王浩仲 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期134-139,共6页
一体化快堆是世界核能系统的主流发展方向,具有最高的核燃料循环效率。一体化快堆首次采用直拉式换料系统,即悬臂式换料机、直拉式提升机和平移式转运机的组合方式。对换料机而言,组件跌落是危害性最大的一种事故。对该事故的发生原因... 一体化快堆是世界核能系统的主流发展方向,具有最高的核燃料循环效率。一体化快堆首次采用直拉式换料系统,即悬臂式换料机、直拉式提升机和平移式转运机的组合方式。对换料机而言,组件跌落是危害性最大的一种事故。对该事故的发生原因进行分析得出,有2种情形会导致组件跌落:抓手套发生严重塑性变形或断裂以及操作流程错误。可通过提高抓手套的机械强度来提高可靠度;通过全自动控制换料并设置必要的连锁来避免操作流程错误。对于人因导致的操作流程错误无法彻底避免,通过合理地设计导向管运动行程可将组件跌落高度降至最低,从而减小跌落产生的危害性。因此,换料机发生组件跌落的概率极低,即使发生跌落,也不会影响反应堆的安全。 展开更多
关键词 换料机 组件跌落 一体化快堆
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钠冷快堆自然循环试验模化分析研究
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作者 张凌义 田文喜 +3 位作者 杨勇 吕玉凤 苏光辉 秋穗正 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期620-631,共12页
自然循环特性对反应堆非能动安全性具有显著影响,钠冷快堆自然循环试验现有模化理论受限于池式堆自然循环的复杂性,主要关注流体的驱动力与阻力的平衡相似,较少考虑对流换热及壁面导热过程相似对自然循环的影响。针对回路式钠冷快堆主... 自然循环特性对反应堆非能动安全性具有显著影响,钠冷快堆自然循环试验现有模化理论受限于池式堆自然循环的复杂性,主要关注流体的驱动力与阻力的平衡相似,较少考虑对流换热及壁面导热过程相似对自然循环的影响。针对回路式钠冷快堆主输热系统自然循环,基于无量纲数群模化方法推导得到适用的相似准则。通过求解水-钠理想缩比参数及等物性钠-钠缩比参数,论证了准则数处理时在毕渥数、时因数及斯坦顿数中忽略1~2个是必要的。提出了钠冷快堆关键部件堆芯、中间热交换器的多级缩比设计方法,在恰当的结构参数模化下换热理论失真可控制在10%内,主要源于钠对流换热特性下的拟合失真;论证了自然循环下盒内流趋于层流时水力相似标定的可行性。以典型钠冷快堆自然循环试验回路作为原型,对不同系统参数下的缩比台架进行自然循环数值计算。结果表明,缩比台架温差-功率特性及原型流量-功率特性与原型最大相对误差分别为3.36%及3.51%,验证了在系统参数的正确性,对于纯回路系统可以在系统参数直接考虑换热相似,但对于复杂的反应堆系统多级模化是有效的求解方式。 展开更多
关键词 钠冷快堆 自然循环 相似模化
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基于Feynman-α方法的小型铅铋快堆中子动力学参数测量
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作者 李开健 何屹松 +4 位作者 周琦 夏兆东 刘锋 章秩烽 李行健 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S2期283-291,共9页
中子动力学参数对于评估反应堆的动态特性、确保安全运行以及优化物理启动过程至关重要,对其精确测量是反应堆物理实验的重要任务。铅铋快堆是新型核能系统发展的重要方向,为了解铅铋快堆的动力学特性,在中国原子能科学研究院铀棒栅临... 中子动力学参数对于评估反应堆的动态特性、确保安全运行以及优化物理启动过程至关重要,对其精确测量是反应堆物理实验的重要任务。铅铋快堆是新型核能系统发展的重要方向,为了解铅铋快堆的动力学特性,在中国原子能科学研究院铀棒栅临界实验装置铅堆堆芯上,基于Feynman-α方法开展了缓发中子有效份额(β_(eff))和中子代时间(Λ)的实验测量和数据分析。首先通过活化法标定BF3探测器探测效率,通过全堆输运模拟得到通量分布与裂变率比值关系,最终确定堆芯总裂变率;基于3He探测器与NI数据采集卡,搭建了反应堆噪声方法测量系统;在不同次临界度下进行多次的测量与拟合得到的缓发中子有效份额β_(eff)和中子代时间Λ的实验测量结果与理论计算值较为接近,相对偏差不超过15%,初步验证了本文方法的可行性。 展开更多
关键词 铅铋快堆 动力学参数 中子活化 Feynman-α方法
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