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星球表面用核反应堆临界安全分析 被引量:7
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作者 姚成志 赵守智 +1 位作者 胡古 解家春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第12期2176-2180,共5页
核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临... 核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd_2O_3涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。 展开更多
关键词 星球表面 核反应堆电源 临界安全
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意外事故下控制鼓和安全鼓对空间核反应堆反应性影响研究
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作者 傅联涛 李铸伦 +2 位作者 马续波 陈相 马旭东 《核科学与技术》 2024年第1期70-83,共14页
空间核反应堆电源是未来太空探索能源的必然选择,近几年逐渐成为全球研究的热点。意外事故工况下的临界状况对空间核反应堆的性能和安全至关重要。本文针对TOPAZ-II热离子反应堆,对意外事故工况下反应堆反应性无法满足安全要求的问题,... 空间核反应堆电源是未来太空探索能源的必然选择,近几年逐渐成为全球研究的热点。意外事故工况下的临界状况对空间核反应堆的性能和安全至关重要。本文针对TOPAZ-II热离子反应堆,对意外事故工况下反应堆反应性无法满足安全要求的问题,提出了优化方法。研究结果表明:在反射层脱落的事故下,只旋转控制鼓可以使TOPAZ-II处于临界安全状态;在水和湿沙浸入的事故下,keff增长非常快,旋转控制鼓和安全鼓都无法有效降低反应性,反应堆无法达到临界安全状态。针对该问题对控制鼓和安全鼓进行优化。优化的内容为同时改变鼓内含硼组件的厚度和10B的富集度,计算每次改变下keff的值,得到keff与含硼组件厚度和10B富集度之间的关系拟合曲线。根据得到的拟合曲线,建立一套满足安全需求的优化方法。该优化方法可为未来空间反应堆设计提供参考价值。 展开更多
关键词 有效中子增殖因子 10B富集度 水和湿沙浸入 控制鼓和安全 临界安全
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燃耗信任制技术在后处理厂中的应用
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作者 葛吉德 赵学延 +1 位作者 韦萌 任丽丽 《化工管理》 2024年第16期105-108,共4页
大通量后处理厂是动力堆乏燃料后处理经济性发展的必由之路,所处理乏燃料具有235U初始富集度高、燃耗深的特点,且单台设备处理量也很大,给工厂的临界安全设计和经济性带来了巨大挑战。文章借鉴国际先进后处理厂设计理念,结合连续溶解器... 大通量后处理厂是动力堆乏燃料后处理经济性发展的必由之路,所处理乏燃料具有235U初始富集度高、燃耗深的特点,且单台设备处理量也很大,给工厂的临界安全设计和经济性带来了巨大挑战。文章借鉴国际先进后处理厂设计理念,结合连续溶解器和处理目标乏燃料的特点,提出了采用10个核素的锕系置信燃耗信任制等级的应用,并通过计算给出了溶解器处理燃料的燃耗限值、临界安全分析的接受准则等关键数据。成果表明,燃耗信任制技术在后处理厂的应用不但能从根本上解决工厂的重要核安全问题,还可以为工厂的经济运行带来诸多益处。 展开更多
关键词 后处理厂 连续溶解器 燃耗信任制 临界安全
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月球基地用反应堆电源方案研究
4
作者 高剑 郭键 吕征 《载人航天》 CSCD 北大核心 2024年第3期269-276,共8页
针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详... 针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详细的计算分析。研究结果表明:锂冷回路冷却快堆方案具有堆芯结构紧凑、质量轻、导热效率高、堆芯固有安全性高、功率输出性能好、停堆深度深等优点,适合用作月球探索活动的能量源。 展开更多
关键词 月球反应堆 MCNP 堆芯物理量 临界安全 屏蔽优化
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核燃料溶液系统临界事故分析的辐解气体模型改进
5
作者 盛慧敏 何俊毅 +2 位作者 苟军利 单建强 刘国明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期160-165,共6页
对瞬态临界事故的准确模拟是核燃料溶液系统临界安全评估的关键因素。现有的辐解气体模型经验参数较多,导致功率特性预测存在较大偏差。为提高模拟精度和避免对模型中经验参数取值的依赖,需对辐解气体模型进行改进。基于对溶液中辐解气... 对瞬态临界事故的准确模拟是核燃料溶液系统临界安全评估的关键因素。现有的辐解气体模型经验参数较多,导致功率特性预测存在较大偏差。为提高模拟精度和避免对模型中经验参数取值的依赖,需对辐解气体模型进行改进。基于对溶液中辐解气体行为的分析和简化假设,建立了包含辐解气体浓度、辐解气泡单位体积物质量和气泡数量密度的守恒模型,并将其与点堆中子动力学模型和二维导热模型相耦合,开发了溶液系统二维瞬态分析程序,通过日本TRACY实验进行了验证。结果表明,程序模拟值与实验数据符合较好,程序模型能够准确模拟溶液系统临界事故的功率变化。 展开更多
关键词 核燃料溶液系统 临界安全 辐解气体模型
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微型反应堆高速撞击下核临界安全的初步分析
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作者 王立鹏 曹璐 +7 位作者 陈立新 李锐 刘仕倡 李达 张信一 姜夺玉 胡田亮 江新标 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期138-148,共11页
微型反应堆可作为月球表面动力、航天器动力等用于太空探索,反应堆发射前需要对发射事故的影响进行安全分析。反应堆高空坠落并撞击到混凝土是主要的临界安全分析场景,高速撞击后反应堆可能重返临界。本文以两种简化的反应堆模型高速撞... 微型反应堆可作为月球表面动力、航天器动力等用于太空探索,反应堆发射前需要对发射事故的影响进行安全分析。反应堆高空坠落并撞击到混凝土是主要的临界安全分析场景,高速撞击后反应堆可能重返临界。本文以两种简化的反应堆模型高速撞击场景为例,利用连续介质力学有限元程序ABAQUS与粒子输运蒙特卡罗程序耦合,完成了纯燃料堆芯垂直撞击地面和带径向反射层和屏蔽层圆柱堆30°倾角撞击地面的模拟,预测了两种场景反应堆高速撞击下keff随时间变化的物理特性。结果表明:纯燃料反应堆垂直撞击地面的keff增加最高可达1000×10^(-5),而具有反射层和屏蔽层反应堆30°倾角撞击地面的keff增加最高为200×10^(-5)。均匀密度变化条件下,采用表面非结构网格与内部非结构网格的蒙卡程序的计算结果符合较好,内部非结构网格能够更真实地捕捉材料的非均匀密度变化效应。本文的研究为微型反应堆高速撞击下的临界安全研究奠定了重要基础。 展开更多
关键词 空间堆 高速撞击 临界安全 蒙特卡罗 ABAQUS
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硝酸浓度对临界安全的影响研究
7
作者 王璠 朱庆福 +7 位作者 夏兆东 周琦 陈效先 成昱廷 梁淑红 李航 章秩烽 刘洋 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期144-148,共5页
在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶... 在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。 展开更多
关键词 核燃料 模拟溶解过程 硝酸 临界安全
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SPACE-R意外掉落事故的临界安全分析 被引量:6
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作者 刘黎丽 孙征 付子明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1624-1628,共5页
当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE-R是设计目标为40kWe、10a寿命的空间核反应堆。适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入... 当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE-R是设计目标为40kWe、10a寿命的空间核反应堆。适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算,可知两种方案均对SPACE-R在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案,能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。 展开更多
关键词 SPACE-R 意外掉落事故 临界安全 反应性控制 MCNP程序
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松散耦合系统蒙特卡罗临界计算源收敛判定方法研究
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作者 张寅 成昱廷 +4 位作者 周琦 朱庆福 夏兆东 宁通 张振洋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期10-18,共9页
为提高蒙特卡罗程序在松散耦合系统临界安全计算中的可靠性与准确性,需要对计算结果进行源收敛判定。本文提出了一种考虑裂变源分布及统计偏差权重因子的改进型香农熵的收敛判定方法,将裂变源迭代过程中相邻代际之间裂变源分布的相对偏... 为提高蒙特卡罗程序在松散耦合系统临界安全计算中的可靠性与准确性,需要对计算结果进行源收敛判定。本文提出了一种考虑裂变源分布及统计偏差权重因子的改进型香农熵的收敛判定方法,将裂变源迭代过程中相邻代际之间裂变源分布的相对偏差、源迭代过程中裂变源分布的蒙特卡罗统计标准差作为裂变源分布的权重,建立了改进型的香农熵收敛指标,弥补了传统香农熵对于局部裂变源收敛细节考虑的不足。将改进型的香农熵收敛指标应用在经合组织核能机构发布的乏燃料棒栅元和松散耦合铀溶液平板基准问题上。结果表明,对比传统香农熵源收敛判定指标,改进型的香农熵对裂变源迭代收敛过程更为敏感,能够更加直观和准确地判定裂变源分布伴随源迭代的收敛性。对于收敛速度慢的典型算例,应用传统香农熵判定收敛性时给出了伪收敛的结论,而改进型香农熵能准确地判定源迭代达到收敛时的迭代次数。 展开更多
关键词 临界安全 蒙特卡罗 松散耦合系统 源收敛判定 香农熵
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反应堆二次中子源参数计算方法 被引量:5
10
作者 杨俊云 李兰 +5 位作者 吕焕文 谭怡 肖锋 景福庭 唐松乾 刘斌 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期91-94,共4页
基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践为例,首先,通过对二次中子源的辐照和衰变过程的模拟,计算出换料时二次中子源棒内^(124)Sb的含量;然后,使... 基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践为例,首先,通过对二次中子源的辐照和衰变过程的模拟,计算出换料时二次中子源棒内^(124)Sb的含量;然后,使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序及相应的连续能量核反应截面数据,对核反应堆换料结束时的二次中子源实施中子-光子耦合输运模拟,获得相应的二次中子源参数;最后,根据所得中子源参数对某反应堆的堆外探测器响应进行计算,得到了与实测值吻合较好的理论值,验证了该方法的可行性。 展开更多
关键词 二次中子源 中子源参数 临界安全
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Kilopower空间堆掉落事故临界安全问题研究 被引量:5
11
作者 安伟健 郭键 +1 位作者 葛攀和 高剑 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期447-453,共7页
美国Kilopower空间堆在掉落事故下的k eff不满足我国现行空间堆掉落临界安全要求。该反应堆在掉落过程中,若反射层外围的B 4C脱落,则存在瞬发超临界的严重安全隐患。针对此问题,本文对反应堆方案进行调整,提出3种解决方案,各方案均可满... 美国Kilopower空间堆在掉落事故下的k eff不满足我国现行空间堆掉落临界安全要求。该反应堆在掉落过程中,若反射层外围的B 4C脱落,则存在瞬发超临界的严重安全隐患。针对此问题,本文对反应堆方案进行调整,提出3种解决方案,各方案均可满足掉落临界安全要求。此外,为研究各方案的优劣,从尺寸、质量、物理和热工运行特性等方面对各方案进行综合比较,提出了最优建议方案。 展开更多
关键词 空间堆 Kilopower 掉落事故 临界安全
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用于核电推进的30 kWe反应堆电源堆芯设计 被引量:5
12
作者 高剑 郭键 赵守智 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期347-352,共6页
核电推进(NEP)堆芯采用液态金属冷却,根据冷却方式的不同,设计了回路堆和热管堆两种堆型备选,并采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对其有效增殖因子、功率分布等堆芯物理参数进行了计算,最后从两种堆型固有特点出发分析其优缺点。提出了临界... 核电推进(NEP)堆芯采用液态金属冷却,根据冷却方式的不同,设计了回路堆和热管堆两种堆型备选,并采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对其有效增殖因子、功率分布等堆芯物理参数进行了计算,最后从两种堆型固有特点出发分析其优缺点。提出了临界安全设计的两种优化方向,列出了反应堆可能面临的特殊临界安全问题并做了理论分析和计算,最终通过合理布置谱移吸收体(SSA)材料的位置解决了特殊临界安全问题。计算结果表明两种堆芯设计满足物理和热工设计要求。 展开更多
关键词 回路堆 热管堆 堆芯物理参数 临界安全 谱移吸收体
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秦山一期反应堆的中子计数率监测 被引量:3
13
作者 孔德萍 廖泽军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第2期109-112,共4页
应用高效涂硼计数管,结合改变次级中子源在堆芯的位置,解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的问题,并以秦山核电厂第五循环装料的实际情况为实例作了阐述。
关键词 反应堆 临界安全 中子计数率监测 安全监督 秦山核电厂
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乏燃料溶液系统临界安全分析计算方法研究
14
作者 银华北 王永平 +5 位作者 苟军利 刘国明 祖铁军 尹文 郑友琦 杜夏楠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期81-89,共9页
核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术,而现有核临界安全事故分析程序中,或在几何适用范围上受限,或由于计算效率低而工程实用性差。因此,亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法,提高对核临界事故的分... 核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术,而现有核临界安全事故分析程序中,或在几何适用范围上受限,或由于计算效率低而工程实用性差。因此,亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法,提高对核临界事故的分析精度,为乏燃料后处理厂提供技术保障。为此,本文针对乏燃料溶液系统特性,基于零维超细群截面制作与全问题并群方法、预估-校正准静态中子动力学计算方法和二维轴对称热工-辐解气体模型,开发了相应的计算程序模块,最终形成了一套具备并行功能的三维乏燃料溶液系统临界安全分析程序hydra-TD。进一步利用该程序对法国SILENE实验装置进行了验证,结果显示:第一裂变功率峰、倍增时间、总裂变次数等关键参数的误差较小,证明hydra-TD程序正确模拟了燃料溶液系统临界过程中的多物理过程,具备临界安全分析的能力。 展开更多
关键词 乏燃料溶液 临界安全 瞬态分析 多物理耦合
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田湾核电站乏燃料水池采用燃耗信任制的计算研究 被引量:4
15
作者 夏兆东 周小平 +2 位作者 李晓波 吕牛 郑继业 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2098-2102,共5页
以田湾核电站(TNPS)2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的密集贮存和临界安全问题。采用MONK9A程序计算分析不同富集度、不同燃耗的乏燃料装载情况下系统的keff。根据系统keff随不同初始富集度燃料的... 以田湾核电站(TNPS)2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的密集贮存和临界安全问题。采用MONK9A程序计算分析不同富集度、不同燃耗的乏燃料装载情况下系统的keff。根据系统keff随不同初始富集度燃料的燃耗变化情况给出了水池的参考装载曲线。采用燃耗信任制技术的密集贮存方案能提高贮存能力31%。 展开更多
关键词 燃耗信任制 乏燃料水池 临界安全 装载曲线
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UO_(2)芯块运输容器核临界安全分析
16
作者 庄大杰 孙洪超 +3 位作者 孙树堂 陈磊 李国强 张建岗 《包装工程》 CAS 北大核心 2022年第11期168-173,共6页
目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临... 目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果该案例的次临界限值(USL)为0.91974;UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.28608,无限阵列货包的最大keff值为0.79834。结论UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.91974,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。 展开更多
关键词 运输货包 临界安全 临界安全指数 临界安全计算 临界限值
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JMCT程序临界安全基准校验计算与分析 被引量:3
17
作者 李云龙 杨海峰 +2 位作者 易璇 邵增 霍小东 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期34-39,共6页
JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233 U系实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素(如U,Pu等)从低富集度到高富集度的... JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系、Pu系、233 U系实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素(如U,Pu等)从低富集度到高富集度的快、热能区,同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料。将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比,并且与MCNP,MONK程序的计算结果进行了比较。结果表明,在检验的范围内,JMCT程序具有与国际通用蒙特卡罗方法粒子输运程序一样良好的计算精度。 展开更多
关键词 JMCT 临界安全 基准实验验证 蒙特卡罗方法
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锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响 被引量:3
18
作者 洪兵 徐刚 +5 位作者 李桃生 张光雨 柏莹 邹小亮 王明煌 高胜 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期757-762,共6页
锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性。本文以美国新墨西哥大学HP-STMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb-1Zr,PWC-11,Mo-14Re,W-4Re,T-111以及ASTAR-811C几... 锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性。本文以美国新墨西哥大学HP-STMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb-1Zr,PWC-11,Mo-14Re,W-4Re,T-111以及ASTAR-811C几种候选锂热管结构材料的中子经济性与掉落临界安全特性进行分析研究。结果表明,上述几种候选结构材料的中子经济性依次为:PWC-11≈Nb-1Zr> Mo-14Re> W-4Re> ASTAR-811C> T-111;其中使用PWC-11、Nb-1Zr、Mo-14Re以及W-4Re结构材料时其管壁厚度变化对反应堆的有效增殖因子无显著影响;发生掉落事故情况下,临界安全分析结果表明结构材料的谱移吸收价值为:T-111>ASTAR-811C>W-4Re>Mo-14Re>PWC-11>Nb-1Zr。综合考虑锂热管反应堆的中子经济性与安全性,推荐使用Mo-14Re合金作为热管结构材料。 展开更多
关键词 锂热管反应堆 热管结构材料 中子经济性 临界安全
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我国乏燃料后处理厂泵轮式扁平混合澄清槽的设计及应用 被引量:3
19
作者 田阳 李磊 +1 位作者 侯学锋 陈勇 《产业与科技论坛》 2021年第6期29-31,共3页
乏燃料后处理Purex流程中,共去污分离和钚纯化循环都涉及具有核临界安全要求的溶剂萃取过程,泵轮式扁平混合澄清槽能满足此要求,在国外后处理厂已得到广泛应用。与国内传统的混合澄清槽相比,泵轮式扁平混合澄清槽传质效率高、推动力大,... 乏燃料后处理Purex流程中,共去污分离和钚纯化循环都涉及具有核临界安全要求的溶剂萃取过程,泵轮式扁平混合澄清槽能满足此要求,在国外后处理厂已得到广泛应用。与国内传统的混合澄清槽相比,泵轮式扁平混合澄清槽传质效率高、推动力大,且具有结构简单、操作适应性强、设备放大简单等优点。针对临界安全的泵轮式扁平混合澄清槽,介绍了其槽体结构、泵轮结构、临界安全、吹气仪表等方面的设计及其在乏燃料后处理厂的应用。 展开更多
关键词 乏燃料 后处理 混合澄清槽 临界安全 泵轮
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高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析 被引量:3
20
作者 李颖虹 黄灏 +1 位作者 周荣生 杨晓东 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期64-71,共8页
采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述;根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型,并研究不同模型对有效增殖因子(keff)和计算时间的影响,获得了临界计算问题中最优的燃料球模型;运用M... 采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述;根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型,并研究不同模型对有效增殖因子(keff)和计算时间的影响,获得了临界计算问题中最优的燃料球模型;运用MCNP5描述燃料球运输容器,并研究了容器中子吸收板厚度、外容器壁厚、缓冲层材料、反射层材料、容器形状、容器结构缺失和水密度等影响运输容器临界安全的因素。结果表明,所研究的高温气冷堆新燃料元件运输容器在正常运输条件下和事故运输条件下均处于临界安全状态,其临界安全指数(CSI)可定为0。 展开更多
关键词 高温气冷堆 燃料球 运输容器 MCNP 临界安全
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