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4篇文章
< 1 >
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：
启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置 被引量：5
1
作者 朱庆福 周琦 +10 位作者 梁淑红 张巍 刘洋 夏兆东 杨历军 权艳慧 罗皇达 刘东海 王璠 吕牛 尹生贵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1842-1849,共8页
启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动... 启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。 展开更多
关键词 启明星Ⅱ号 零功率装置 铅冷反应堆 加速器驱动的次临界系统 基准性临界实验
下载PDF
铅冷反应堆容器外辐射场特性分析
2
作者 翟梓安 吴怡睿 +6 位作者 苗建新 王霜 李文瀚 邓理邻 陈鑫 温兴坚 余鸿 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期13-17,共5页
铅冷反应堆作为第四代反应堆类型之一备受世界关注。由于铅冷却剂的中子、γ屏蔽性能与水截然不同,导致铅冷堆不同状态下反应堆容器外的辐射场情况与压水堆均有较大差别,压水堆的屏蔽设计经验不能直接应用于铅冷反应堆屏蔽设计。为满足... 铅冷反应堆作为第四代反应堆类型之一备受世界关注。由于铅冷却剂的中子、γ屏蔽性能与水截然不同,导致铅冷堆不同状态下反应堆容器外的辐射场情况与压水堆均有较大差别,压水堆的屏蔽设计经验不能直接应用于铅冷反应堆屏蔽设计。为满足第四代反应堆先进经济的屏蔽设计要求,屏蔽设计也需要更加精细和高效,因此开展反应堆容器外辐射场特性分析具有重要意义。本文选取典型铅冷反应堆侧部结构,建立一维计算模型,利用RMC程序详细分析了正常运行及停堆状态下铅冷反应堆容器外围辐射场的情况。首先,通过对比分析铅冷反应堆与压水堆正常运行时容器外围中子、γ通量密度结果,明确正常运行时屏蔽设计需要解决的主要矛盾。同时,通过分析外围γ射线的主要贡献来源,确定γ射线产生位置和产生原因。然后,通过对比分析铅冷反应堆与压水堆在停堆状态下的堆芯源项和反应堆容器活化源项,以及停堆后反应堆容器外的辐射场结果,确定铅冷反应堆停堆状态下的外围辐射场的主要贡献来源。最后,结合铅冷反应堆正常运行及停堆状态的辐射场特性,提出了铅冷反应堆屏蔽设计的思路方法。本文得到的铅冷反应堆辐射场特性分析结论适用于快谱、混合谱铅冷反应堆的屏蔽设计,为铅冷反应堆高效、经济的屏蔽设计打下理论基础。 展开更多
关键词 铅冷反应堆 辐射场特性 活化计算
下载PDF
铅基反应堆研究现状与发展前景 被引量：38
3
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
下载PDF
P91钢在高流速液态铅铋介质中的冲蚀行为
4
作者 李季声 王彦斐 王显宗 《工程科学学报》 EI CSCD 北大核心 2024年第10期1812-1825,共14页
基于第四代核能系统的发展和需求,铅冷快中子反应堆(Lead-cooled fast reactor,LFR)是下一步优先发展的6种主要堆型之一.铅冷快堆以液态纯铅(Lead)或铅铋共晶合金(Lead-bismuth eutectic,LBE)作为冷却剂,然而在高温、高流速条件下,LBE... 基于第四代核能系统的发展和需求,铅冷快中子反应堆(Lead-cooled fast reactor,LFR)是下一步优先发展的6种主要堆型之一.铅冷快堆以液态纯铅(Lead)或铅铋共晶合金(Lead-bismuth eutectic,LBE)作为冷却剂,然而在高温、高流速条件下,LBE与结构材料的冲刷腐蚀磨损严重限制了其工程应用.本文以P91钢为研究对象,在相对流速为5 m·s^(−1),温度分别为350℃和450℃,不进行控氧处理的LBE中进行了3000 h的动态测试.研究发现,350℃时P91钢表面生成的氧化层为多层结构:从外到内分别为疏松的Fe_(3)O_(4)层、Fe–Cr尖晶石层、内氧化区(Internal oxidation zone,IOZ),合金表面氧化层经历了“生成—剥落—再生成”的动态平衡过程.当介质温度为450℃时,试样表面氧化腐蚀现象更加严重,但是不同冲击迎角区域的试样表面腐蚀特征有较大差异.试样表面损伤的严重程度排序为:30°>90°>−90°.30°迎角区域氧化层完全剥落,且LBE渗透入基体;90°迎角区域部分氧化层剥落,内部基体未受到LBE侵蚀;−90°迎角区域氧化层结构保持完整.本文分析了P91钢在高流速(5 m·s^(−1))LBE中的冲蚀行为,阐明了合金氧化层的生成和剥落机制,可以为我国第四代核反应堆LFR结构或包壳材料研发及其在LBE中腐蚀机制研究提供一定实验数据与参考. 展开更多
关键词 铅冷快中子反应堆 铅铋共晶合金 P91钢 氧化 冲蚀 迎角
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 下一页 到第 页
使用帮助 返回顶部