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碳纳米纤维增强含钐环氧树脂中子屏蔽材料制备及性能研究
1
作者 翟玉涛 王洪庆 黄群英 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期734-744,共11页
为满足微小型先进核能系统对屏蔽材料提出的轻量化、耐高温并兼具良好的力学性能需求,本文以稀土氧化钐(Sm_(2)O_(3))作为中子吸收剂,以耐高温环氧树脂N,N-二缩水甘油基-4-缩水甘油氧基苯胺(AFG-90H)为基体材料,通过添加碳纳米纤维(CNF... 为满足微小型先进核能系统对屏蔽材料提出的轻量化、耐高温并兼具良好的力学性能需求,本文以稀土氧化钐(Sm_(2)O_(3))作为中子吸收剂,以耐高温环氧树脂N,N-二缩水甘油基-4-缩水甘油氧基苯胺(AFG-90H)为基体材料,通过添加碳纳米纤维(CNFs),制备了一种CNFs增强的耐高温含钐高分子基CNFs/Sm_(2)O_(3)/AFG-90H复合中子屏蔽材料,并研究了不同CNFs添加量对复合材料的力学性能、高温热性能及中子屏蔽性能的影响。结果表明:适量的CNFs添加对基体分子链的缠结作用以及Sm_(2)O_(3)颗粒的尺寸和界面效应可阻碍高分子链在拉伸过程中的滑移运动,提高复合材料的热学性能与力学性能,且当Sm_(2)O_(3)添加量为15%(质量分数)、CNFs添加量为0.1%时,复合材料热失重5%的温度为320.7℃,抗拉强度与断裂伸长率较未添加CNFs时分别提升82.3%和63.0%;CNFs/Sm_(2)O_(3)/AFG-90H复合材料的中子屏蔽性能主要来自于Sm_(2)O_(3)的贡献,未添加CNFs时,Sm_(2)O_(3)/AFG-90H复合材料具有最高的线性衰减系数为5.610 cm^(-1),较AFG-90H基体的线性衰减系数提高了3.15倍;CNFs添加量不同时,复合材料的线性衰减系数均远高于未添加任何填料的AFG-90H基体性能,且当CNFs添加量低于0.3%时,复合材料的线性衰减系数较Sm_(2)O_(3)/AFG-90H的性能略有降低且相差不大。本文结果可为核辐射防护领域中子屏蔽材料的设计研发与力学性能优化提供一定的参考与指导。 展开更多
关键词 氧化钐 环氧树脂 碳纳米纤维 力学性能 热学性能 中子屏蔽
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液态铅铋氧浓度测量技术初步研究 被引量：20
2
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
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聚变堆安全特性评价研究 被引量：10
3
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
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核能对全球变暖和人类健康影响初步研究 被引量：4
4
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
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力反馈数据手套在核能虚拟仿真中的应用研究 被引量：2
5
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
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国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究 被引量：1
6
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
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液态铅铋合金流动速度场测量技术研究 被引量：2
7
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)
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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
8
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
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ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究
9
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
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中国铅基研究反应堆概念设计研究 被引量：66
10
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
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核与辐射安全仿真系统SuperMC／RVIS2．3研发与应用 被引量：11
11
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
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强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究 被引量：18
12
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
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铅基反应堆研究现状与发展前景 被引量：42
13
作者 吴宜灿 王明煌 +11 位作者 黄群英 赵柱民 胡丽琴 宋勇 蒋洁琼 李春京 龙鹏程 柏云清 刘超 周涛 金鸣 无 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期213-221,共9页
以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核... 以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。 展开更多
关键词 铅基反应堆 铅冷快中子反应堆 铅锂包层 铅铋合金
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基于体素模型的外照射剂量精确评估方法研究 被引量：6
14
作者 李廷 尚雷明 +2 位作者 何桃 龙鹏程 程梦云 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期526-530,共5页
辐射环境下工作人员的剂量评估是辐射防护研究的重要内容之一。考虑到人员所处辐射场的不均匀性以及不同器官辐射敏感性的不同,需对人体及器官的辐射剂量进行精确评估。基于FDS团队自主构建的高精度中国辐射虚拟人Rad-HUMAN体素模型,本... 辐射环境下工作人员的剂量评估是辐射防护研究的重要内容之一。考虑到人员所处辐射场的不均匀性以及不同器官辐射敏感性的不同,需对人体及器官的辐射剂量进行精确评估。基于FDS团队自主构建的高精度中国辐射虚拟人Rad-HUMAN体素模型,本文发展了一种人体外照射剂量精确评估方法,并与传统人体剂量评估方法进行对比。结果表明,基于体素模型的人体器官辐射剂量评估方法能实现器官级的辐射剂量精确评估。目前该方法已集成至FDS团队自主开发的核与辐射安全仿真系统RVIS中。 展开更多
关键词 外照射 精确剂量评估 体素模型 Rad-HUMAN
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铅铋合金中Bi/Bi2O3型氧传感器准确性及稳定性测试研究 被引量：7
15
作者 王艳青 黄群英 +3 位作者 武欣 吴斌 张敏 高胜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期572-576,共5页
液态铅铋合金（LBE）中溶解氧浓度的精确测量是实现LBE中氧浓度控制的前提。本文用一自主研制的Bi/Bi2O3型氧传感器来测量LBE氧浓度,在静态氧饱和的LBE中分别进行了准确性及稳定性测试。准确性测试结果表明,在340-480℃范围内氧传感器... 液态铅铋合金（LBE）中溶解氧浓度的精确测量是实现LBE中氧浓度控制的前提。本文用一自主研制的Bi/Bi2O3型氧传感器来测量LBE氧浓度,在静态氧饱和的LBE中分别进行了准确性及稳定性测试。准确性测试结果表明,在340-480℃范围内氧传感器电动势实验曲线随温度的变化与理论曲线一致,电动势绝对误差最大为-2.6 mV;稳定性测试结果表明,在450℃、50h内电动势绝对误差为-1.4mV,波动为4mV。 展开更多
关键词 铅铋合金 氧浓度 氧传感器 电动势
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基于故障树的复杂系统故障诊断软件设计研究 被引量：10
16
作者 袁润 汪建业 +4 位作者 李亚洲 胡丽琴 王家群 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期74-78,共5页
可靠性和安全性要求较高的复杂系统对故障诊断工作的要求也很高。根据系统在设计、运行阶段工作中建立有大量的故障树模型的特点,本文将故障树分析方法与基于知识的方法相结合,提出了一种基于故障树的复杂系统故障诊断方法,并且开发了... 可靠性和安全性要求较高的复杂系统对故障诊断工作的要求也很高。根据系统在设计、运行阶段工作中建立有大量的故障树模型的特点,本文将故障树分析方法与基于知识的方法相结合,提出了一种基于故障树的复杂系统故障诊断方法,并且开发了原型系统,实现了对车载大气光学参数测量系统的快速、智能诊断。 展开更多
关键词 复杂系统 智能故障诊断 故障树 知识库
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静态铅铋中Pt／Air型氧传感器性能初步研究 被引量：4
17
作者 张敏 王艳青 +3 位作者 吴斌 武欣 高胜 黄群英 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期1-7,共7页
液态铅铋合金氧测控作为加速器驱动次临界系统（ADS）的关键技术之一，对抑制结构材料腐蚀具有重要作用。为深入开展氧测控技术研究，自主研制液态铅铋氧测量及控制实验装置，并基于该装置开展Pt／Air型氧传感器在饱和氧浓度下的稳定性... 液态铅铋合金氧测控作为加速器驱动次临界系统（ADS）的关键技术之一，对抑制结构材料腐蚀具有重要作用。为深入开展氧测控技术研究，自主研制液态铅铋氧测量及控制实验装置，并基于该装置开展Pt／Air型氧传感器在饱和氧浓度下的稳定性与精确性测试实验。结果显示，在625～786K温度范围内，Pt／Air型氧传感器电压信号经过传热产生的弛豫（〈750s）之后稳定性表现良好，测量值的最大绝对偏差为10mV，最大相对偏差为1．5％，与理论值符合较好，其偏差主要来自热电压及氧化物的影响。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 液态铅铋合金 氧测控 氧传感器 稳定性 精确性
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基于CAD技术的特征线中子输运计算程序开发 被引量：3
18
作者 陈珍平 王电喜 +3 位作者 何桃 王国忠 郑华庆 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第4期354-359,共6页
特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发... 特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发了基于CAD技术的特征线中子输运计算程序,并利用相关基准例题对程序进行了数值验证,其结果与参考值吻合良好,表明本文方法和程序的可行性、正确性与可靠性。 展开更多
关键词 特征线方法 中子输运计算 自动建模 几何预处理
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基于相似性评价的辐射输运计算建模方法研究 被引量：3
19
作者 王国忠 程梦云 +3 位作者 龙鹏程 俞盛朋 胡丽琴 吴宜灿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期458-463,共6页
多物理耦合自动建模软件Super MC/MCAM能够有效提高复杂核装置设计分析的效率与质量。核反应堆中具有大量几何相同部件的模型,为了进一步提高MCAM处理复杂问题的效率,本文研究并实现了一种基于相似性评价的模型重用方法。该方法从专家... 多物理耦合自动建模软件Super MC/MCAM能够有效提高复杂核装置设计分析的效率与质量。核反应堆中具有大量几何相同部件的模型,为了进一步提高MCAM处理复杂问题的效率,本文研究并实现了一种基于相似性评价的模型重用方法。该方法从专家库和建模历史中检索和判断具有相似性的几何模型,并重用其建模结果。使用包括聚变反应堆在内的多种模型的测试结果表明,该方法能够有效提高建模效率。 展开更多
关键词 自动建模 相似性评价 模型重用 SuperMC/MCAM
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真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究 被引量：3
20
作者 徐杰 陈建伟 +3 位作者 林峰 金鸣 吴庆生 宋勇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第2期227-232,共6页
反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH 2132、632... 反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH 2132、632和GH4169)在450℃条件下进行了10万次疲劳循环的真空疲劳试验。试验结果表明:所有弹簧均保持形态完整,没有出现断裂失效现象。GH4169弹簧在试验后没有发现明显的析出物。同时其处于低层错能状态,位错运动形式更多的是单滑移,变形过程中塑性的累积困难,表现出较好的抗应力松弛性能。最终优选GH4169作为反应堆组件压紧弹簧备选材料,为反应堆燃料组件设计与制造提供一定参考。 展开更多
关键词 燃料组件 压紧弹簧 真空疲劳 应力松弛
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