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题名可用于小型铅铋冷快堆的核能制氢技术分析
被引量：2
- 1
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作者
孙征
吴晓春
李龙
邵静
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机构
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
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出处
《科技创新导报》
2016年第8期68-70,共3页
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文摘
核能制氢作为一种有前景的大规模制氢方法,得到广泛研究。该文介绍了适用于核能制氢的反应堆堆型,以及可用于核能制氢的主要方法,并对可用于小型铅铋冷快堆的核能制氢技术进行了分析。分析结果表明,小型铅铋冷快堆制氢的潜在技术路线为热化学裂解水溴钙循环或甲烷直接裂解法。
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关键词
铅铋冷快堆
核能制氢
技术分析
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Keywords
pb-bi cooled fast reactor
Nuclear hydrogen production
Technique investigation
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分类号
TL364.4
[核科学技术—核技术及应用]
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题名铅铋冷快堆堆芯轴向一维单通道稳态分析
被引量：2
- 2
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作者
曾文杰
赵福宇
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机构
西安交通大学核科学与技术学院
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出处
《新型工业化》
2013年第6期14-24,共11页
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基金
博士点基金(20120201110047)
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文摘
通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算,得到了与文献相一致的结论,验证了程序,为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。
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关键词
核能科学与工程
铅铋冷却快堆
一维
单通道
稳态
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Keywords
Nuclear Science and Engineering
pb-bi cooled fast reactor
One-dimensional
Single-channel
Steady state
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分类号
TL3
[核科学技术—核技术及应用]
TK1
[动力工程及工程热物理—热能工程]
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题名铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发
被引量：3
- 3
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作者
魏诗颖
王成龙
苏光辉
田文喜
秋穗正
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机构
西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第4期67-70,共4页
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文摘
针对铅铋冷却沸水快堆(PBWFR)主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型,并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究,并重点模拟了无保护超功率事故(UTOP)。计算结果表明:PBWFR在稳态时具有足够的安全性,但在UTOP中,功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值。
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关键词
铅铋冷却沸水快堆(pbWFR)
铅铋快堆
热工水力
系统安全
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Keywords
pb-bi cooled direct-contact-boiling water fast reactor （pbWFR）
Lead-bismuth reactor
Thermal-hydraulics
System safety
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分类号
TL333
[核科学技术—核技术及应用]
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