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49-2游泳池式轻水反应堆池底点缺陷超声测量技术研究
1
作者 杨笑 张宇 +2 位作者 王硕 吴东栋 丁松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1616-1620,共5页
为掌握49-2游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)堆水池铝质池底点缺陷的现状,以进一步为堆水池的服役性能评估提供数据支撑,确保反应堆的安全稳定运行,根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息,研发了水浸超声测量系统,对池底点缺陷的分布... 为掌握49-2游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)堆水池铝质池底点缺陷的现状,以进一步为堆水池的服役性能评估提供数据支撑,确保反应堆的安全稳定运行,根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息,研发了水浸超声测量系统,对池底点缺陷的分布情况进行了全面检查,实现了点缺陷深度的精确测量。该研究实现了首次对49-2堆池底点缺陷实际状态的远程水下无损检测,检测结论显示:与历史数据相比,池底点缺陷的分布和点坑深度测量数据基本一致,最大点坑深度为1.495 mm。研究结论为49-2堆池底材料的时限老化分析提供了重要数据支撑,研发的水下超声测量技术也可应用于同类型池式堆堆容器及乏燃料贮存池的老化管理工作以及服役寿命分析论证工作中。 展开更多
关键词 49-2堆 超声检测 点缺陷
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空间核动力燃料发展趋势与研究进展 被引量：1
2
作者 吴学志 魏国良 +3 位作者 郭骁 屈哲昊 王轩 任劲如 《材料导报》 北大核心 2025年第5期109-114,共6页
空间核动力是未来实现深空探测和载物运输的关键技术之一,空间核动力具有工作寿命长、机动性能好和受太空环境影响小的特点,是空间环境中可提供能量的优质能源。核燃料是空间核动力反应堆的核心部件,处于长时、高温和强辐射的服役环境,... 空间核动力是未来实现深空探测和载物运输的关键技术之一,空间核动力具有工作寿命长、机动性能好和受太空环境影响小的特点,是空间环境中可提供能量的优质能源。核燃料是空间核动力反应堆的核心部件,处于长时、高温和强辐射的服役环境,是影响空间核反应堆能否高效稳定运行的关键材料,与传统压水堆UO_(2)燃料存在较大不同。本文综述了以空间核电源与核推进为代表的空间核动力反应堆燃料的发展趋势与研究进展,对比分析了不同空间核动力系统燃料体系的区别,从燃料设计、工艺制备、性能分析与服役评价等方面系统阐述了影响空间核动力燃料应用的关键问题,提出了未来我国空间核动力燃料的技术方向与研究重点,为我国先进空间核动力反应堆燃料的优化设计与性能提升提供支持。 展开更多
关键词 空间核动力 反应堆 燃料 核电源 核推进
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面向材料腐蚀防护的铅铋合金氧测氧控研究进展 被引量：1
3
作者 秦博 鲁盛会 +2 位作者 刘思涵 张洁 龙斌 《材料导报》 北大核心 2025年第4期135-146,共12页
铅铋合金具有优异的核性能、高导热率、高沸点和化学惰性等特点,以其作为冷却剂的铅铋快中子增殖反应堆是最具发展前景的第四代先进核能系统的六种堆型之一。铅铋合金冷却剂对反应堆结构材料较强的腐蚀性是限制铅铋快堆发展的重要因素;... 铅铋合金具有优异的核性能、高导热率、高沸点和化学惰性等特点,以其作为冷却剂的铅铋快中子增殖反应堆是最具发展前景的第四代先进核能系统的六种堆型之一。铅铋合金冷却剂对反应堆结构材料较强的腐蚀性是限制铅铋快堆发展的重要因素;然而,控制铅铋合金中溶解氧在特定的范围是实施结构材料在液态铅铋环境下腐蚀防护的有效手段之一,因此要求铅铋系统必须实现溶解氧的测量与控制,以保障反应堆的安全运行。近年来,随着铅铋快堆研发的深入,材料腐蚀防护关键共性技术不断突破,本文总结了面向反应堆结构材料腐蚀防护的铅铋溶解氧测量和控制技术研究进展,介绍了铅铋合金氧测氧控国内外研究现状,重点对比分析了不同氧控模式在铅铋快堆的应用前景,最后对面向铅铋快堆的氧测氧控技术的发展及应用进行了展望。 展开更多
关键词 铅铋合金 溶解氧 氧控 氧传感器 标定 腐蚀
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斯特林冷端用异型弯曲水热管启动和传热性能试验研究
4
作者 王毅 张亚坤 +4 位作者 柴宝华 韩冶 薛松龄 杨斌 王晨龙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期573-587,共15页
斯特林热电转换系统具有广阔的前景,能够高效地将反应堆中的热量转化为电能,是目前空间大功率项目中能源问题的优良解决方案。采用异型水热管作为斯特林冷端的余热排出部分有非常高的研究和应用价值。本试验的研究对象是用于斯特林冷端... 斯特林热电转换系统具有广阔的前景,能够高效地将反应堆中的热量转化为电能,是目前空间大功率项目中能源问题的优良解决方案。采用异型水热管作为斯特林冷端的余热排出部分有非常高的研究和应用价值。本试验的研究对象是用于斯特林冷端的异型弯曲水热管,进行了最佳充液量分析、逆重力倾角分析、启动和传热特性试验分析。试验确定了该样件的最佳充液量为130%理论充液量(35.0 g)。探究了热管在工作期间出现逆重力工况时能够正常运行的倾角范围,经试验得出结论:热管在75℃左右完全启动;在85、95、105、115、125℃工作温度下能够正常运行的逆重力倾角范围分别为0°~7°、0°~7°、0°~5°、0°~4°、0°~4°。传热特性试验中让热管在不同冷却条件(真空、纯Ar、50%Ar+50%He、纯He)下达到工作温度区间120~130℃,并取125℃左右时的传热功率为对比分析对象,对应结果分别为51.3、110.7、150.9、221.3 W。本研究验证了该热管的高导热性和高效性,对斯特林冷端用异型弯曲热管正式样件的设计和使用有重要的参考意义和借鉴价值。 展开更多
关键词 异型热管 完全启动温度 启动特性 逆重力 传热特性
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多元(U,Zr, Nb)C燃料制备技术与性能机理研究 被引量：1
5
作者 吴学志 魏国良 郭骁 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期166-174,共9页
多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数... 多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数对烧结芯块反应动力学、相结构、导热性能和微观结构的作用机制和影响规律。结果表明:在1 800℃、50 MPa和1 h的烧结条件下,通过添加0.5%金属铀形成的液相烧结工艺制备得到芯块密度可达95.5%TD;当原料M/C(M为金属元素总量)摩尔比为1∶6.5时,可制备得到M/C比为1的正化学计量碳化物燃料;(U0.2,Zr, Nb)C的晶格常数比(U0.1,Zr, Nb)C的晶格常数略高;多元(U,Zr, Nb)C碳化物燃料芯块热导率与相成分、密度和温度均有关;芯块气孔分布较均匀,没有联通的开气孔存在,气孔尺寸在1~3μm。 展开更多
关键词 多元 核推进 燃料 碳热还原 液相烧结
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基于启明星临界实验装置的小型铅堆确定论中子学计算方法研究及验证 被引量：1
6
作者 杨懿宸 郑友琦 +2 位作者 朱庆福 周琦 宁通 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期644-655,共12页
小型铅堆是未来微小型反应堆发展的重要方向,相比传统大型快堆,其堆芯中子能谱分布更加复杂、堆芯几何特殊,给传统快堆确定论中子学分析方法带来挑战。本文针对小型铅堆特点,基于现有SARAX程序建立了新的确定论中子学计算方法和计算模型... 小型铅堆是未来微小型反应堆发展的重要方向,相比传统大型快堆,其堆芯中子能谱分布更加复杂、堆芯几何特殊,给传统快堆确定论中子学分析方法带来挑战。本文针对小型铅堆特点,基于现有SARAX程序建立了新的确定论中子学计算方法和计算模型,并以启明星Ⅱ号铅堆临界实验装置为对象,对不同均匀化截面生成、堆芯临界状态模拟以及特殊控制体截面生成模型进行了对比,利用启明星Ⅱ号的临界实验测量数据进行了新方法的验证与确认。计算结果表明,SARAX程序在小型铅堆中子学计算中可以产生高精度的均匀化截面,堆芯keff与实验值相比误差小于300 pcm,同时提出的控制体截面生成模型可将控制体价值相对误差降低到5%以内。本文建立的中子学计算方法和计算模型针对启明星临界实验装置具有良好的适用性与较高的计算精度。 展开更多
关键词 小型铅堆 中子学计算 均匀化截面生成 验证与确认
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基于环形燃料的月球基地用长寿期核电源堆芯物理方案研究
7
作者 时运达 赵守智 +3 位作者 孙征 胡彬和 袁晓明 杨睿 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期1-13,共13页
空间核反应堆电源具有结构紧凑、比功率大、寿命长、不依赖光照以及环境适应性强等优点,是月球基地最理想的能源解决方案。以美国FSP方案为参考,确定净输出电功率40 kW、寿期10 a为核电源的基本参数指标。对于月球基地用空间核反应堆电... 空间核反应堆电源具有结构紧凑、比功率大、寿命长、不依赖光照以及环境适应性强等优点,是月球基地最理想的能源解决方案。以美国FSP方案为参考,确定净输出电功率40 kW、寿期10 a为核电源的基本参数指标。对于月球基地用空间核反应堆电源,热中子反应堆方案相比快中子反应堆方案在减轻屏蔽体质量和节省核燃料方面更加具有竞争力。在对比分析了空间堆上几种常用的金属氢化物后,以长寿命为原则,选择YH_(1.8)作慢化剂。环形燃料作为一种革新性的燃料形式,具有双边慢化和双边冷却的特点,可以减小固体慢化剂的正温度效应并显著提高反应堆的热工安全裕量,是未来高性能反应堆的首选燃料形式。通过借鉴前苏联TOPAZ-Ⅱ空间堆的堆芯结构,在此基础上整合美国FSP方案的系统结构,最终设计出此堆芯方案。通过采用环形燃料元件并对栅格参数进行优化设计,解决了固体慢化剂带来的全堆正温度效应问题;通过引入安全棒设计,解决了特殊临界安全要求问题;通过采用YH_(1.8)慢化剂,解决了慢化剂的氢泄漏问题。以MCNP程序为计算工具,完成了.堆芯物理方案的设计与优化。与FSP方案相比,堆芯(含反射层)尺寸参数相当,没有因为使用慢化剂而使堆芯体积变大,并且^(235)U装量仅需18.463 kg,只有FSP方案的1/4。 展开更多
关键词 星表核电源 氢化钇 金属氢化物 固体慢化剂 反应性温度效应 低铀装量 特殊临界安全
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不同Re含量Mo-Re合金级联碰撞模拟研究
8
作者 曹钰雯 豆艳坤 +2 位作者 王瑾 王东杰 贺新福 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S2期360-368,共9页
本文采用分子动力学方法开展了Mo-Re合金级联碰撞模拟研究,重点研究了不同Re含量以及PKA能量对其初始缺陷产生及演化的影响机理。相比Mo金属,Mo-7.7Re合金和Mo-27.2Re合金级联热峰状态下Frenkel缺陷对数量呈现增加趋势,稳定状态时Frenke... 本文采用分子动力学方法开展了Mo-Re合金级联碰撞模拟研究,重点研究了不同Re含量以及PKA能量对其初始缺陷产生及演化的影响机理。相比Mo金属,Mo-7.7Re合金和Mo-27.2Re合金级联热峰状态下Frenkel缺陷对数量呈现增加趋势,稳定状态时Frenkel缺陷对数量接近,这主要是由于Re原子的引入会延长热峰寿命和降低能量耗散能力,导致更多缺陷发生复合。级联碰撞后Mo-Re合金以间隙原子团簇为主,随着PKA能量的增加,缺陷团簇的数量和尺寸均出现增加趋势;纯Mo和Mo-Re合金中出现了1/2<111>间隙型位错环,且随着Re含量的增加,位错环的尺寸越大,可能源于引入高浓度Re原子提高了Mo-Re合金级联中心区域温度,促进了间隙原子和空位的迁移,导致形成了大尺寸位错环。本文研究为理解Mo-Re合金的辐照损伤机理提供了一定理论基础。 展开更多
关键词 分子动力学 Mo-Re合金 级联碰撞 辐照缺陷
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Fe-Al/Al_(2)O_(3)阻氚涂层氧化膜相变的稀土效应研究
9
作者 冯凡 袁晓明 张建通 《表面技术》 北大核心 2025年第18期209-215,共7页
目的探究稀土掺杂对Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层的微观特征、氧化动力学以及相变过程的影响,提升阻氚性能。方法采用包埋渗铝法在基体上分别沉积稀土改性与未经稀土改性的Fe-Al涂层,随后原位氧化制备了Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层。开展... 目的探究稀土掺杂对Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层的微观特征、氧化动力学以及相变过程的影响,提升阻氚性能。方法采用包埋渗铝法在基体上分别沉积稀土改性与未经稀土改性的Fe-Al涂层,随后原位氧化制备了Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层。开展热重分析实验,通过掠入射X射线衍射(GIXRD)和扫描电子显微镜(SEM)分析观察氧化铝涂层结构和组织形貌在工艺温度下的演变规律。结果经稀土改性的Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层与基体结合良好,未出现孔洞和裂纹,Fe-Al层厚度约为17.0μm,氧化膜厚度约为200 nm;未经改性的涂层则出现明显裂纹,Fe-Al层厚度约为12.8μm。氧化动力学曲线表明,稀土改性Fe-Al层存在2个氧化阶段,Ⅰ阶段的氧化速率为3.78×10^(-14)g^(2)/(cm^(4)·s),Ⅱ阶段的氧化速率为2.72×10^(-15)g^(2)/(cm^(4)·s),二者均高于未经稀土改性Fe-Al层的氧化速率2.18×10^(-15) g^(2)/(cm^(4)·s)。改性样品经约180 min氧化后,氧化膜内开始形成α-Al_(2)O_(3)相;当氧化时间延长至4h,γ-Al_(2)O_(3)相已完全转化为单一α-Al_(2)O_(3)相。未改性样品氧化膜在同等氧化条件下,始终维持单一的γ-Al_(2)O_(3)相,未发生γ至α的相转变。结论稀土元素掺杂能够优化涂层与基体的结合特性,通过动态偏析、缺陷结构优化、电子态调制等机制协同提高Fe-Al层表面Al_(2)O_(3)的生长速率,在较低温条件下促进Al_(2)O_(3)发生相变,增加α-Al_(2)O_(3)相的比例,提高涂层阻氚性能。 展开更多
关键词 稀土改性 Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层 阻氚涂层 α-Al_(2)O_(3) 氧化动力学 相变过程
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反应堆核-热-燃耗多物理耦合框架研究与应用 被引量：3
10
作者 吴明宇 朱迎 +5 位作者 卢旭 苗雪 吴宗芸 李龙 胡赟 赵民富 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1643-1649,共7页
近年来随着高性能计算技术的不断发展,依托先进的超级计算机和数学物理计算方法,对核反应堆开展多物理、多尺度计算成为前沿研究热点。根据反应堆堆芯多物理耦合分析需求,研究了多物理耦合算法,构建了基于中子输运、燃耗、热工子通道的... 近年来随着高性能计算技术的不断发展,依托先进的超级计算机和数学物理计算方法,对核反应堆开展多物理、多尺度计算成为前沿研究热点。根据反应堆堆芯多物理耦合分析需求,研究了多物理耦合算法,构建了基于中子输运、燃耗、热工子通道的堆芯多物理耦合系统,完成耦合程序开发,实现中子物理、燃耗、热工子通道的多物理耦合计算。利用压水堆组件模型与快堆模型开展输运-燃耗耦合计算测试和核-热耦合计算测试,初步验证了耦合系统功能。 展开更多
关键词 多物理 耦合 燃耗 子通道 架构
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基于SVM的A508-3钢样品断裂韧性的尺寸影响研究
11
作者 陈卓辉 白冰 +2 位作者 杨万欢 韩煦 宁广胜 《中国测试》 北大核心 2025年第7期72-79,共8页
用于反应堆压力容器钢A508-3钢断裂韧性测试的标准CT样品由于其体积大,辐照后感生放射性强,导致测试难度增大,因此期望使用非标小样品进行测试。然而小样品测得断裂韧性值K_(Jc)较标准样品更大更分散,表现出尺寸效应。同时一系列参量如... 用于反应堆压力容器钢A508-3钢断裂韧性测试的标准CT样品由于其体积大,辐照后感生放射性强,导致测试难度增大,因此期望使用非标小样品进行测试。然而小样品测得断裂韧性值K_(Jc)较标准样品更大更分散,表现出尺寸效应。同时一系列参量如裂纹占比和测试温度等也会协同尺寸影响测试结果。K_(Jc)关于尺寸转化的传统方法需要实验值满足高约束条件并且难以讨论其余因素与尺寸的耦合影响。结合相关性分析使用支持向量机回归(SVC)方法基于实验数据,对K_(Jc)和弹/塑性段J积分J_(e)、J_(p)进行建模能以少量数据综合考量多种因素影响规律。分析表明影响测值的主要因素为尺寸、温度、裂纹占比,以此作为描述符用于SVC回归,模型对J_(e)回归精度较高,并能反应J_(p)的大致变化趋势,相较理论模型考虑到了低约束影响。结果表明样品尺寸增大,J_(p)明显减小,J_(e)缓慢增大,K_(Jc)减小。裂纹占比提高,各值均减小。耦合影响分析表明尺寸减小,J_(p)对温度的敏感性增加,而J_(e)对温度敏感性降低。 展开更多
关键词 RPV钢 机器学习 断裂韧性 尺寸效应
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Ce-Nd合金与不锈钢相互作用实验研究
12
作者 阮章顺 张瑞莹 +3 位作者 王宇回 涂蒙河 付晓刚 龙斌 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期159-164,共6页
对于一体化快堆采用的金属燃料,燃料包壳化学相互作用是限制其燃耗深度的关键因素,其中以Ce、Nd等为代表的裂变产物元素可能与包壳材料形成低熔点共晶,造成包壳失效。本研究采用自行设计的扩散偶装置开展了Ce-Nd合金与不锈钢、12Cr铁马... 对于一体化快堆采用的金属燃料,燃料包壳化学相互作用是限制其燃耗深度的关键因素,其中以Ce、Nd等为代表的裂变产物元素可能与包壳材料形成低熔点共晶,造成包壳失效。本研究采用自行设计的扩散偶装置开展了Ce-Nd合金与不锈钢、12Cr铁马钢和电镀Cr涂层材料在液态钠环境中的相互作用实验,对Ce、Ni元素与304基体中的Fe、Ni、Cr以及涂层Cr元素之间的相互扩散进行了研究,以了解燃料包壳化学相互作用的形态,并初步测试了防护涂层的作用。结果表明:电镀Cr涂层在550℃时可将Ce、Nd元素扩散层深度降低一半,但由于涂层存在缺陷,在650℃时无明显防护效果。 展开更多
关键词 金属燃料 燃料包壳化学相互作用 液态钠 扩散
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氦氙气冷移动式反应堆堆芯物理计算分析
13
作者 王心泓 柯国土 杨夷 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期135-141,共7页
移动式反应堆固有安全性高、经济性好、部署灵活,是未来先进反应堆技术发展的重要方向。高温气冷堆因其性能特点在移动式反应堆设计中广受青睐,基于此提出一种使用氦氙为冷却剂、低浓度TRISO包覆颗粒为燃料的移动式反应堆堆芯方案,并使... 移动式反应堆固有安全性高、经济性好、部署灵活,是未来先进反应堆技术发展的重要方向。高温气冷堆因其性能特点在移动式反应堆设计中广受青睐,基于此提出一种使用氦氙为冷却剂、低浓度TRISO包覆颗粒为燃料的移动式反应堆堆芯方案,并使用蒙特卡罗程序MCNP对其进行物理特性研究计算。计算结果表明:本文方案为超热堆,功率分布合理,控制系统价值足够;温度功率效应为负值,满足设计要求;后备反应性充足,可支持满功率运行1500 EFPD;本文方案相比其他先进移动式反应堆体积较小,但燃耗深度相对较浅。总体而言本文提出的堆芯方案合理,能够满足设计要求。 展开更多
关键词 移动式反应堆 高温气冷堆 物理设计
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小型反应堆环形燃料组件设计及应用研究 被引量：1
14
作者 季松涛 何晓军 +6 位作者 邹远方 潘翠杰 史晓磊 刁均辉 胡立强 史宝磊 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1057-1065,共9页
小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于... 小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于减小堆芯体积、提升反应堆的安全性和经济性。环形燃料应用于小堆可以充分发挥其优势,符合我国核能发展战略。本文通过一系列的比对分析确定了适用于小堆的环形燃料组件设计方案,并根据力学性能分析结果初步实现了组件结构设计;通过对两种不同类型的小型反应堆堆芯的物理、热工、安全等分析,论证了环形燃料应用于小堆的可行性。研究结果表明,环形燃料在小型反应堆中具有良好的应用前景。 展开更多
关键词 环形燃料 小堆 堆芯物理 热工水力 安全分析
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移动式气冷堆电源关键安全特性研究
15
作者 马信荣 杨夷 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期127-134,共8页
为了对布雷顿氦氙气冷堆系统的稳态和事故工况进行研究,本文依据系统设计参数,使用RELAP5/MOD程序对系统进行建模与仿真计算。对系统的稳态工况进行了计算,结果与设计值的最大相对偏差为3.08%,验证了模型的准确性,为后续系统优化打下基... 为了对布雷顿氦氙气冷堆系统的稳态和事故工况进行研究,本文依据系统设计参数,使用RELAP5/MOD程序对系统进行建模与仿真计算。对系统的稳态工况进行了计算,结果与设计值的最大相对偏差为3.08%,验证了模型的准确性,为后续系统优化打下基础。对反应堆系统可能发生的3种事故工况进行了研究分析,分别为控制系统故障、一回路风机故障和涡轮机故障。对3种事故中堆芯冷却剂出口温度、堆芯热点温度、反应堆功率等关键参数进行计算,并研究了事故发生后各关键参数的变化趋势,对反应堆系统的安全特性进行了分析和验证。结果表明,本文所建立的模型可较准确地对布雷顿氦氙气冷堆系统的各工况进行仿真,在保护系统生效时反应堆系统是安全的。对于控制系统故障导致以0.001 s^(-1)增加了0.02的反应性的反应性引入事故,当保护系统失效时,在事故发生9 s后,堆芯热点温度为2493.061 K,堆芯将会损毁;当保护系统正常时,系统将在保护系统的作用下安全停堆。对于一回路风机故障导致一回路流量下降至50%和涡轮机故障导致其中一条二回路流量下降至60%的事故,反应堆系统均可保持安全状态。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD程序 布雷顿循环 氦氙气冷堆 安全特性
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平板型电极对热离子能量转换特性的测试技术研究 被引量：1
16
作者 马茹 金睿 +3 位作者 么斯雨 任思琪 齐立君 钟武烨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期887-895,共9页
为开展热离子能量转换器基础性能数据的研究,基于平板型电极热离子能量转换基础试验装置建立了针对电极对热电转换特性的测试技术,通过开展W-Mo电极对的热离子发电测试,对所建立的测试技术进行了验证及评价,并分析了热离子发电参数对输... 为开展热离子能量转换器基础性能数据的研究,基于平板型电极热离子能量转换基础试验装置建立了针对电极对热电转换特性的测试技术,通过开展W-Mo电极对的热离子发电测试,对所建立的测试技术进行了验证及评价,并分析了热离子发电参数对输出特性的影响规律。结果表明:所建立的测试技术可准确测量发射极有效功函数值;利用热离子基础试验装置测得的W-Mo电极对的最大输出功率密度为5.6 W/cm^(2),对应的发电参数为发射极温度1800 K,铯壶温度577 K,输出电压0.7 V。 展开更多
关键词 热离子能量转换 测试技术 平板型电极 发射极 输出功率密度
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10 MW多功能池式研究堆控制棒方案设计
17
作者 韩鹏 陈晓亮 +2 位作者 张振洋 朱珈辰 金骁 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1094-1104,共11页
本文以10 MW多功能池式研究堆为研究对象。针对低功率、少燃料组件数目、反中子阱型的堆芯设计特点,探究了不同形式的控制棒及其布置对棒自身价值和堆芯的影响,在兼顾反应堆运行安全、孔道中子注量率、功率峰因子和后续燃料管理方式等... 本文以10 MW多功能池式研究堆为研究对象。针对低功率、少燃料组件数目、反中子阱型的堆芯设计特点,探究了不同形式的控制棒及其布置对棒自身价值和堆芯的影响,在兼顾反应堆运行安全、孔道中子注量率、功率峰因子和后续燃料管理方式等方面下,最终确定采用叉形控制棒形式,通过研究叉形控制棒内中子注量率和线功率密度等参数分析其使用安全。结果表明:采用叉形控制棒的堆芯方案,最大满功率运行天数较低,燃料组件功率分布平坦,总功率峰因子<1.5,相较其他方案,在全寿期内,堆内孔道平均热中子注量率更高;从控制棒安全性能考虑,叉形控制棒的内侧控制板最大温度也远低于其温度限值。本文结果可为10 MW多功能池式研究堆控制棒设计方案提供参考。 展开更多
关键词 多功能池式研究堆 堆芯设计 控制棒
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特种反应堆用亚化学计量UO_(2-x)燃料O/U比调控与机理研究 被引量：1
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作者 吴学志 尹邦跃 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期34-37,共4页
亚化学计量二氧化铀(UO_(2-x))是一种特殊的U⁃O系燃料,与传统的正化学计量二氧化铀(UO_(2))燃料相比,亚化学计量UO_(2-x)燃料具有极低的高温氧势和高温挥发;因此,它成为某些服役温度较高、服役时间较长的特种核动力反应堆的候选燃料之... 亚化学计量二氧化铀(UO_(2-x))是一种特殊的U⁃O系燃料,与传统的正化学计量二氧化铀(UO_(2))燃料相比,亚化学计量UO_(2-x)燃料具有极低的高温氧势和高温挥发;因此,它成为某些服役温度较高、服役时间较长的特种核动力反应堆的候选燃料之一。本工作以亚化学计量二氧化铀(UO_(2-x))燃料制备工艺为主线,研究亚化学计量(O与U物质的量比小于2)的形成机理。主要包括:理论计算亚化学计量燃料O/U比、氧势(ΔG_(O_(2)))及氧分压(P_(O_(2)))的关系;探明添加金属铀和烧结时间等工艺参数对燃料O/U比和ΔG_(O_(2))的影响规律。亚化学计量UO_(2-x)一种O/U比小于2的氧化物燃料,具有较低的高温氧势。本工作采用UO_(2+x)掺杂金属铀,通过混料、压制和烧结的粉末冶金工艺制备亚化学计量UO_(2-x)燃料,研究了亚化学计量UO_(2-x)燃料O/U比的变化规律和机理。结果表明:亚化学计量UO_(2-x)燃料O/U比随烧结氧势ΔG_(O_(2))降低而减小,O/U比小于1.995的形成条件为ΔG_(O_(2))小于-642.89 kJ/mol,在2023 K普通氢气条件下烧结,无法制备得到亚化学计量UO_(2-x);金属铀通过参与还原反应和调控烧结ΔG_(O_(2))两方面作用协同减小燃料的O/U比;燃料中加入金属铀发生液相烧结促进晶粒长大,亚化学计量UO1.974燃料晶粒尺寸为15~40μm,而正化学计量UO_(2)燃料晶粒尺寸为5~15μm,大晶粒具有较低的裂变气体释放率;拉曼光谱显示,与常规UO_(2)燃料相比,亚化学计量UO_(1.974)燃料的光谱峰发生偏移,这是亚化学计量燃料的特征峰。 展开更多
关键词 亚化学计量二氧化铀 氧势 氧分压 氧铀比
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Fe33Ni33Cr合金中位错与位错环相互作用的分子动力学研究
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作者 龙开泓 王东杰 +3 位作者 黄楚天 贾丽霞 贺新福 豆艳坤 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1662-1670,共9页
为了进一步完善FeNiCr合金辐照硬化理论,本文利用分子动力学方法研究了等比多主元固溶体Fe33Ni33Cr合金中1/2<110>{111}刃型位错与1/3[111]弗兰克(Frank)位错环的相互作用机制及其影响因素。结果表明,在选取的3种典型温度(300、60... 为了进一步完善FeNiCr合金辐照硬化理论,本文利用分子动力学方法研究了等比多主元固溶体Fe33Ni33Cr合金中1/2<110>{111}刃型位错与1/3[111]弗兰克(Frank)位错环的相互作用机制及其影响因素。结果表明,在选取的3种典型温度(300、600、900 K)中,高温下位错环对位错运动的阻碍作用降低。其原因除了温度升高引起的原子热振动加剧促进位错运动外,还有300 K和600 K下位错与位错环相互作用导致Frank位错环间层错消失转变为完美环,进一步增加了位错环对位错的钉扎作用。此外,研究了位错环尺寸对位错滑移的影响效果。当位错环直径分别为2、4、6 nm时,位错环尺寸的增大使得位错与位错环相互作用面积增加,最终导致位错环对位错运动阻碍能力增强。值得注意的是,在位错环尺寸为2 nm和4 nm时,位错与位错环相互作用生成超割阶,新结构的产生增加了位错在基体中自由滑移时受到的阻力。 展开更多
关键词 多主元固溶体合金 分子动力学 刃型位错 位错环
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研究堆及核电厂老化管理和许可证延续技术研究序言
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作者 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期I0001-I0002,共2页
20世纪60年代,我国首个反应堆及加速器的建成开启了原子能事业的新纪元。此后,为满足我国原子能事业的发展需求,我国又陆续自主建设了多座研究堆,并开始发展核电。目前,中国内地共有21座民用研究堆(在役17座、在建1座、退役中3座)、83... 20世纪60年代,我国首个反应堆及加速器的建成开启了原子能事业的新纪元。此后,为满足我国原子能事业的发展需求,我国又陆续自主建设了多座研究堆,并开始发展核电。目前,中国内地共有21座民用研究堆(在役17座、在建1座、退役中3座)、83台核电机组(运行56台、在建27台),上述研究堆及核电机组的建设投用为我国国防科技水平提升、核能发展及“双碳”目标实现奠定了重要基础。 展开更多
关键词 国防科技 核电机组 老化管理 许可证 核能发展 水平提升 发展核电 原子能事业
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