期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到188篇文章
< 1 2 … 10 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究
1
作者 沈欣媛 王海霞 +4 位作者 孟孜 陈志斌 胡丽琴 蒋洁琼 郁杰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期81-87,共7页
中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监... 中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监管要求和许可制度。通过梳理消化国际热核实验堆(ITER)在法国核安全监管体系下的许可审查程序、文件准备及与核安全当局的对话等相关实践,就装置属性、国家许可要求对于聚变堆适用性、核安全许可技术等方面探索ITER许可经验对于中国CFETR的可借鉴性,构建CFETR亟需重点开展的核安全问题及安全技术研究建议,有利于为CFETR的聚变监管要求和许可技术研究提供理论依据和技术支持。 展开更多
关键词 ITER CFETR 聚变核安全 许可
在线阅读 下载PDF
中国铅基研究反应堆概念设计研究 被引量：66
2
作者 吴宜灿 柏云清 +16 位作者 宋勇 黄群英 刘超 王明煌 周涛 金鸣 吴庆生 汪建业 蒋洁琼 胡丽琴 李春京 高胜 李亚洲 龙鹏程 赵柱民 郁杰 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第2期201-208,共8页
针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过... 针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 中国铅基反应堆 铅铋 研究反应堆 概念设计
在线阅读 下载PDF
液态铅铋氧浓度测量技术初步研究 被引量：20
3
作者 王改英 柏云清 +3 位作者 高胜 张敏 黄群英 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第2期165-169,共5页
液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传... 液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验。实验结果显示,300～400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃<T<350℃温度范围,氧传感器在350℃<T<400℃范围内的测量性能更好,仪器本身的系统误差约为17mV。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 铅铋合金 氧传感器
在线阅读 下载PDF
聚变堆安全特性评价研究 被引量：10
4
作者 吴宜灿 郁杰 +22 位作者 胡丽琴 陈志斌 王石生 杨琪 党同强 朱志强 梁参军 聂保杰 王大桂 李亚洲 王海霞 金鸣 倪木一 贾江涛 汪进 王芳 刘超 蒋洁琼 宋婧 龙鹏程 赵柱民 汪建业 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期802-810,共9页
确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在... 确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。 展开更多
关键词 聚变核安全 安全特性 安全体系
在线阅读 下载PDF
核能对全球变暖和人类健康影响初步研究 被引量：4
5
作者 吴宜灿 王明煌 +7 位作者 付雪微 廉超 陈德鸿 陈志斌 柏云清 王芳 胡丽琴 FDS凤麟核能团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期337-346,共10页
核能作为一种安全、清洁、高效的能源,对于改善人类生活环境、提高人民健康水平、促进经济社会可持续发展是非常有利的,然而核能带来的辐射健康风险使其发展一直备受争议,因此有必要对核能带来的效益和风险进行综合评估,以全面地分析核... 核能作为一种安全、清洁、高效的能源,对于改善人类生活环境、提高人民健康水平、促进经济社会可持续发展是非常有利的,然而核能带来的辐射健康风险使其发展一直备受争议,因此有必要对核能带来的效益和风险进行综合评估,以全面地分析核能带来的影响。本文基于三种典型核能发展预测方案,从全球变暖和人类健康的角度,定量分析了2016—2050年间核能在局部地区和全球范围内对于社会的潜在效益和风险。结果表明使用核电替代煤电带来的效益远超过它的潜在风险,尤其是对于贫困地区,社会经济发展水平越低,适度发展核能将会获得更多的效益。分析结果表明,在三种典型核能发展预测方案下,至21世纪中期,核能在全球范围内可以减少0.05~0.22℃温升,避免170~1 400万人死亡,估计的效益价值16.7~115万亿美元。 展开更多
关键词 核能 全球变暖 人类健康 空气污染 放射性
在线阅读 下载PDF
力反馈数据手套在核能虚拟仿真中的应用研究 被引量：2
6
作者 王静 杨子辉 +2 位作者 何桃 龙鹏程 胡丽琴 《辐射研究与辐射工艺学报》 CAS CSCD 2015年第2期49-55,共7页
力反馈数据手套允许用户用手直接操作虚拟物体,模拟高危险辐射环境下人员作业过程,为提高核设施维修人员的培训效果提供了一种新的解决方案。针对国内核设施维修操作培训中虚拟仿真技术的应用现状,结合液态铅冷却反应堆散裂靶更换仿真需... 力反馈数据手套允许用户用手直接操作虚拟物体,模拟高危险辐射环境下人员作业过程,为提高核设施维修人员的培训效果提供了一种新的解决方案。针对国内核设施维修操作培训中虚拟仿真技术的应用现状,结合液态铅冷却反应堆散裂靶更换仿真需求,基于力反馈数据手套研究并实现了虚拟手建模与控制,以及基于虚拟手交互过程中的碰撞检测方法。以力反馈数据手套控制虚拟反应堆厂房内部漫游和散裂靶更换交互操作仿真为例,结果表明了虚拟手模型和碰撞检测算法的有效性和实用性。 展开更多
关键词 力反馈数据手套 虚拟手 虚拟现实 虚拟培训 虚拟仿真 虚拟漫游
在线阅读 下载PDF
中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析 被引量：3
7
作者 盛美玲 金鸣 +3 位作者 柏云清 汪卫华 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第1期91-96,共6页
针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热... 针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。 展开更多
关键词 中国铅合金冷却研究堆 空气自然循环 事故余热排出系统
在线阅读 下载PDF
国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究 被引量：1
8
作者 王海霞 陈志斌 +6 位作者 李亚洲 沈欣媛 蒋洁琼 胡丽琴 郁杰 吴宜灿 无 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期497-503,共7页
中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER... 中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。 展开更多
关键词 聚变核安全 监管 许可
在线阅读 下载PDF
中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究 被引量：1
9
作者 胡星 贾江涛 +4 位作者 孟孜 倪木一 陈志斌 张斌 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第3期405-412,共8页
中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用M... 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。 展开更多
关键词 氦冷固态包层 事故安全 In-box LOCA
在线阅读 下载PDF
中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析
10
作者 韩骞 吴庆生 +2 位作者 陈建伟 梅华平 黄群英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期353-359,共7页
中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃... 中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。 展开更多
关键词 CLEAR—I 燃料元件 温度场 正常运行工况 失流事故
在线阅读 下载PDF
中国铅基合金冷却研究堆包容体系统初步设计研究
11
作者 焦小伟 金鸣 +3 位作者 胡丽琴 陈森 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期451-457,共7页
中国铅基冷却合金研究堆(CLEAR-Ⅰ)是由FDS团队设计的中国科学院先导科技专项"未来先进裂变核能——ADS嬗变系统"中的反应堆部分,本文针对CLEAR-Ⅰ反应堆及ADS嬗变系统的特性提出了一种包容体的方案设计,该系统充分考虑了对... 中国铅基冷却合金研究堆(CLEAR-Ⅰ)是由FDS团队设计的中国科学院先导科技专项"未来先进裂变核能——ADS嬗变系统"中的反应堆部分,本文针对CLEAR-Ⅰ反应堆及ADS嬗变系统的特性提出了一种包容体的方案设计,该系统充分考虑了对研究堆各关键部位的放射性包容,以及对可能破坏包容体结构完整性的质能释放的包容。使用Relap5/Mod4和Contempt-LT/028程序进行了分析,验证了事故下该包容体系统的完整性,并对该方案做了优化讨论。 展开更多
关键词 中国铅基合金冷却研究堆 包容体
在线阅读 下载PDF
中国铅基研究实验堆绕丝燃料组件热工水力分析 被引量：5
12
作者 葛增芳 周涛 +1 位作者 柏云清 宋勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期167-173,共7页
在铅基研究反应堆燃料组件设计中,燃料棒之间的绕丝可减少燃料棒在运行过程的机械振动,并使冷却剂在各子通道间有效混合,对绕丝燃料组件内冷却剂的热工水力分析将对燃料组件的设计与优化具有重要意义。本文通过CFD方法对中国铅基研究实... 在铅基研究反应堆燃料组件设计中,燃料棒之间的绕丝可减少燃料棒在运行过程的机械振动,并使冷却剂在各子通道间有效混合,对绕丝燃料组件内冷却剂的热工水力分析将对燃料组件的设计与优化具有重要意义。本文通过CFD方法对中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)燃料组件参考设计内的冷却剂流动换热过程进行数值模拟,并分析绕丝组件的速度场、温度场等流场特征量的分布规律。结果表明:绕丝在流场中起着搅混冷却剂的作用,内通道搅混较外通道相对均匀;组件内横向流强度、摩擦系数在入口段先迅速变化,后在充分发展区呈波浪状在其平均值上下波动,努塞尔数变化规律与之类似;包壳最高温度满足安全设计限值。 展开更多
关键词 铅基研究反应堆 绕丝 燃料组件 CFD数值分析
在线阅读 下载PDF
基于RELAP5-HD的中国铅基研究实验堆模拟机热工水力模型开发与分析 被引量：4
13
作者 张光雨 宋勇 +2 位作者 徐鹏 汪建业 柏云清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期153-160,共8页
中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)是针对加速器驱动次临界装置和第4代铅冷快堆发展需求设计的能实现临界和加速器驱动次临界双模式运行的新型反应堆,具有良好的中子学与热工水力学特性,并具备固有安全性。CLEAR-Ⅰ模拟机是针对中国铅基研... 中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)是针对加速器驱动次临界装置和第4代铅冷快堆发展需求设计的能实现临界和加速器驱动次临界双模式运行的新型反应堆,具有良好的中子学与热工水力学特性,并具备固有安全性。CLEAR-Ⅰ模拟机是针对中国铅基研究实验堆开发的全物理过程仿真系统,能够实现设计方案校核、控制方案验证、运行工况仿真等功能,本文利用热工水力学仿真程序RELAP5-HD开发了其临界运行状态下的热工水力模型,包括一维模型及三维模型,并对模型进行了稳态和瞬态情况下的仿真验证。仿真结果表明,基于RELAP5-HD程序所建立的中国铅基研究实验堆热工水力模型合理可行,能进一步用于反应堆控制方案及控制策略研究。 展开更多
关键词 REI AP5-HD 中国铅基研究实验堆 模拟机 热工水力模型
在线阅读 下载PDF
液态铅铋合金流动速度场测量技术研究 被引量：2
14
作者 鲍国刚 朱志强 +3 位作者 贺建 高胜 洒荣园 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期348-352,共5页
液态铅铋合金是先进反应堆-加速器驱动的次临界系统(ADS)优选的靶材和冷却剂材料,液态铅铋流动速度场的测量是优化堆芯组件分布以及靶窗结构的一种重要手段。同时,冷却剂流动速度也是反映反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文采用实... 液态铅铋合金是先进反应堆-加速器驱动的次临界系统(ADS)优选的靶材和冷却剂材料,液态铅铋流动速度场的测量是优化堆芯组件分布以及靶窗结构的一种重要手段。同时,冷却剂流动速度也是反映反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文采用实验研究的方法,设计旋转搅动装置,通过对常温水与液态铅铋的流动速度场测量,验证了超声多普勒测速技术用于液态铅铋合金速度场测量的可行性。 展开更多
关键词 速度场 超声多普勒 液态铅铋合金 ULTRASOUND DOPPLER VELOCIMETRY (UDV)
在线阅读 下载PDF
中国氦冷固态增殖剂实验包层模块材料研究进展 被引量：1
15
作者 盛倩 吴姝琴 +8 位作者 王晓宇 郁杰 廖洪彬 巩保平 杨国平 赵奉超 罗晓芳 钱小勇 罗德隆 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第7期1402-1412,共11页
在未来核聚变反应堆中,为补充氚的消耗,需要在核聚变堆的包层中进行氚的在线增殖,以维持核聚变反应的持续进行。为验证这一关键技术,在国际热核聚变实验堆(ITER)上开展了ITER TBM计划(实验包层项目)。作为ITER计划成员方之一,中方以中... 在未来核聚变反应堆中,为补充氚的消耗,需要在核聚变堆的包层中进行氚的在线增殖,以维持核聚变反应的持续进行。为验证这一关键技术,在国际热核聚变实验堆(ITER)上开展了ITER TBM计划(实验包层项目)。作为ITER计划成员方之一,中方以中国氦冷固态增殖剂实验包层模块(HCCB TBM)概念参与ITER TBM计划。HCCB TBM现今进入初步设计阶段,而材料的制备技术和性能数据是支撑其结构设计、安全分析和服役工况评估的基础。本文综述和分析了HCCB TBM结构材料低活化铁素体/马氏体钢(RAFM钢)与功能材料氚增殖剂和中子倍增剂的研究现状,并对这些材料下一步的研究方向进行了展望。 展开更多
关键词 中国氦冷固态增殖剂实验包层模块 低活化铁素体/马氏体钢 氚增殖剂 中子倍增剂
在线阅读 下载PDF
网格权窗减方差技术及其在聚变堆屏蔽分析中应用研究 被引量：1
16
作者 李新梅 郑华庆 +3 位作者 郝丽娟 宋婧 胡丽琴 江平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期577-582,共6页
在聚变堆辐射屏蔽计算中,如何有效解决深穿透问题是近年来国际聚变辐射安全领域关注的焦点之一。针对该问题,本文研究了直角坐标系与圆柱坐标系下基于网格的权窗减方差技术。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC实现了该方法,并选取... 在聚变堆辐射屏蔽计算中,如何有效解决深穿透问题是近年来国际聚变辐射安全领域关注的焦点之一。针对该问题,本文研究了直角坐标系与圆柱坐标系下基于网格的权窗减方差技术。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC实现了该方法,并选取减方差技巧的基准例题进行测试与分析,初步得出"粗划真空或密度很小的区域、细分密度大的区域"的网格划分规律,能有效提高网格权窗计算效率。基于该规律对聚变屏蔽基准问题进行对比分析,新的网格划分与原始网格划分的计算效率相比,FOM因子提高了1.92倍。减方差技巧的基准例题和聚变屏蔽基准问题计算中,SuperMC通量计算结果与MCNP相比偏差均在0.5%以下,证明了本文中方法的正确性。 展开更多
关键词 基于网格的权窗 聚变堆 屏蔽计算 减方差技巧 SuperMC
在线阅读 下载PDF
中国铅基研究实验堆主容器初步地震响应分析
17
作者 张洋 柏云清 +3 位作者 张勇 赵小敏 何梅生 张学伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期650-654,共5页
中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励... 中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励的响应,得到了层流模型(None(laminar))和k-ε模型(k-Epsilon)下结构的位移响应与应力响应。结果表明,考虑地震载荷和铅铋合金重量的情况下,CLEAR-Ⅰ主容器抗震设计性能良好,能够维持结构的完整性。 展开更多
关键词 铅铋合金 研究堆 双向流固耦合 主容器 地震响应
在线阅读 下载PDF
中国低活化马氏体钢室温和150℃下1/2CT断裂韧性实验研究
18
作者 蒋嗣本 黄群英 +1 位作者 信敬平 吴庆生 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期790-794,共5页
利用卸载柔度法参考ASTM E1820-11标准对聚变堆候选结构材料中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温和1 50℃条件下的断裂韧性进行了测试分析,同时对断面进行了扫描电子显微镜(SEM)微观分析。结果显示,CLAM钢1/2CT样品在室温和1 50℃条件下测... 利用卸载柔度法参考ASTM E1820-11标准对聚变堆候选结构材料中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温和1 50℃条件下的断裂韧性进行了测试分析,同时对断面进行了扫描电子显微镜(SEM)微观分析。结果显示,CLAM钢1/2CT样品在室温和1 50℃条件下测试的断裂韧性J_Q分别为287 kJ/m^2和256 kJ/m^2,在这两个测试温度下CLAM钢均表现出较高的断裂韧性,且随着测试温度的升高断裂韧性有所降低。断面SEM观察显示韧窝布满整个断面,裂纹稳定扩展区域为韧性断裂。 展开更多
关键词 CLAM钢 断裂韧性 卸载柔度法 1/2CT
在线阅读 下载PDF
核与辐射安全仿真系统SuperMC／RVIS2．3研发与应用 被引量：11
19
作者 吴宜灿 何桃 +15 位作者 胡丽琴 龙鹏程 尚雷明 周少恒 杨琪 赵锦波 张澍 杨子辉 李廷 程翔 王静 王杰 宋婧 程梦云 俞盛朋 郝丽娟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期7-15,共9页
如何尽可能降低工作人员受到的辐射剂量一直是辐射防护领域关注的热点问题。本文基于数字反应堆和辐射虚拟人两类创新技术,结合FDS团队基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN,发展了一套大型通用核与辐射安... 如何尽可能降低工作人员受到的辐射剂量一直是辐射防护领域关注的热点问题。本文基于数字反应堆和辐射虚拟人两类创新技术,结合FDS团队基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN,发展了一套大型通用核与辐射安全仿真系统SuperMC/RVIS2.3,能实现复杂系统建模与虚拟装配仿真、三维动态数据场与模型的叠加可视化分析、核辐射环境下人员虚拟漫游仿真和器官剂量评估等功能。以国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈PF4检修以及中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ散裂靶更换等过程仿真与剂量评估为代表的应用结果表明,该系统可模拟核辐射环境中多种应用方案的评估与优化,可应用于反应堆设计优化、维修计划、应急评估、操作培训和科普教育,具有广阔的应用前景。 展开更多
关键词 辐射防护 虚拟仿真 器官剂量评估 SuperMC RVIS
在线阅读 下载PDF
强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究 被引量：18
20
作者 吴宜灿 刘超 +25 位作者 宋钢 王永峰 李桃生 汪建业 蒋洁琼 赵柱民 宋勇 胡丽琴 黄群英 李亚洲 王文 王志刚 王刚 季翔 王亮 王为田 于前锋 黄国强 程雄卫 王飞鹏 张思纬 李雅男 韩运成 宋婧 龙鹏程 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期77-83,共7页
强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)... 强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。 展开更多
关键词 氘氚聚变 中子源 高载热氚靶 强束流加速器
在线阅读 下载PDF
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 2 … 10 下一页 到第 页
关于我们 | 版权声明 | 联系我们 | 帮助中心| 意见反馈
主办单位：上海市教育委员会
技术支持：重庆维普资讯有限公司
渝公网安备 50019002500403号
使用帮助 返回顶部