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西安脉冲反应堆 被引量:12
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作者 杨岐 卜永熙 +4 位作者 李达忠 王克强 阮桂兴 关建维 岳升 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期1-7,共7页
西安脉冲堆是我国设计、建造的第一座实用性多功能脉冲反应堆。它具有固有安全性高、用途广泛、结构简单及运行维护方便的特点;既能稳态运行,又能以脉冲或方波方式运行,稳态额定功率2MW,最大脉冲峰功率4200MW。西安脉冲堆设置有多种实... 西安脉冲堆是我国设计、建造的第一座实用性多功能脉冲反应堆。它具有固有安全性高、用途广泛、结构简单及运行维护方便的特点;既能稳态运行,又能以脉冲或方波方式运行,稳态额定功率2MW,最大脉冲峰功率4200MW。西安脉冲堆设置有多种实验辐照装置,可以辐照生产放射性同位素,进行中子活化分析、中子照相、单晶硅中子辐照掺杂、材料辐照加工及辐照试验研究,开展核物理、中子物理、放射化学等科学理论研究以及人材培训。近2年的试运行和实验应用表明,西安脉冲堆已经展现出良好的应用特性和广阔的应用前景。 展开更多
关键词 西安脉冲反应堆 铀氢锆 脉冲运行 放射性废物处理 安全性 同位素生产线 反应堆本体 反应堆系统
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应用MCNP程序处理研究堆屏蔽计算深穿透问题的方法研究 被引量:7
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作者 张寅 刘彩霞 +3 位作者 张莉 周琦 韩国胜 魏爽 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S1期75-79,共5页
采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适... 采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适用于屏蔽层较厚研究堆的屏蔽计算。 展开更多
关键词 MCNP程序 深穿透问题 屏蔽计算
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研究堆燃料的发展现状与前景 被引量:6
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作者 孙荣先 解怀英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第7期847-851,共5页
在过去33年中,国际降低研究和试验堆铀浓度计划已成功开发和应用了U3Si2-Al弥散型燃料。但由于U3Si2的抗辐照性能限制了它可能承受的运行温度与裂变密度,所以该燃料只适用于低功率密度的研究堆。U7Mo-Al弥散型燃料中的UMo颗粒与Al基体... 在过去33年中,国际降低研究和试验堆铀浓度计划已成功开发和应用了U3Si2-Al弥散型燃料。但由于U3Si2的抗辐照性能限制了它可能承受的运行温度与裂变密度,所以该燃料只适用于低功率密度的研究堆。U7Mo-Al弥散型燃料中的UMo颗粒与Al基体发生广泛的化学反应,将引起严重的肿胀与起泡问题。近年来,给U7Mo颗粒表面涂敷ZrN隔离层,获得防止反应的显著效果,使U7Mo-Al弥散型燃料有望应用于实践。U10Mo单片型燃料的芯体铀密度可达16g/cm3,辐照性能良好,但制造方法需进一步完善;应用中国核动力研究设计院改进的框架结构与轧制方法,能够控制UMo芯体与Al包壳具有相近的延伸率,从而可成功地轧制出合格的U10Mo合金单片型燃料板。 展开更多
关键词 研究堆 燃料元件 U3Si2 UMo合金
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我国核与辐射安全现状研究与探讨 被引量:4
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作者 于大鹏 梁晔 +2 位作者 徐晓娟 许龙飞 张玥 《核安全》 2022年第4期12-18,共7页
本文概括性总结了我国近年来核与辐射领域的发展现状,重点概述了我国核电厂和研究堆的建设和运营情况,总结了核与辐射安全监管方面的历史和现状,汇总了我国核安全领域的法规体系,对我国核工业的发展,尤其是近十年的成就和成功经验进行... 本文概括性总结了我国近年来核与辐射领域的发展现状,重点概述了我国核电厂和研究堆的建设和运营情况,总结了核与辐射安全监管方面的历史和现状,汇总了我国核安全领域的法规体系,对我国核工业的发展,尤其是近十年的成就和成功经验进行客观性的总结概括,为我国接下来在核与辐射安全领域的发展提出建议。 展开更多
关键词 核电厂 研究堆 核安全 核与辐射 法律法规 监管
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研究性核反应堆的现状、应用和发展 被引量:3
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作者 钟洁 陈伟 +2 位作者 杨军 王道华 陈达 《物理》 CAS 北大核心 2001年第11期693-698,共6页
回顾了世界过去 5 0多年研究堆的发展历程 ,分析了世界研究堆的现状以及未来的应用发展趋势 ,同时结合我国脉冲堆的实际情况 。
关键词 研究堆 脉冲堆 发展历程 发展趋势 核反应堆
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现代研究堆技术与安全发展的特点 被引量:3
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作者 王家英 董铎 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第4期117-118,共2页
介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状,指出我国有些研究堆服役时间较长,设备老化,其性能不能满足现代科学技术发展的需要,必须开发和研制新型研究堆。并探讨了中国发展新型研究堆应具备的技术与安全特点,主要是:以某... 介绍了研究堆在国际上发展的趋势和中国研究堆现状,指出我国有些研究堆服役时间较长,设备老化,其性能不能满足现代科学技术发展的需要,必须开发和研制新型研究堆。并探讨了中国发展新型研究堆应具备的技术与安全特点,主要是:以某些功能为主,一堆多用;高通量的紧凑堆芯;提高自动化控制水平,减轻对运行人员的要求;两套独立的停堆系统;较大的负温度系数;采用非能动安全系统和可靠的余热排出系统等。 展开更多
关键词 研究堆 紧凑堆芯 安全性 安全系统 燃料
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研究堆法规体系探讨及初步设想 被引量:3
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作者 樊赟 张弛 +2 位作者 王文海 刘黎明 李小丁 《核安全》 2011年第4期66-70,共5页
从我国研究堆法规体系的现状出发,分析了当前存在的一些主要问题;调研了国际上有关研究堆的立法经验,包括国际原子能机构、美国、日本的现行法规标准;对我国研究堆立法提出了几点建议,并对未来研究堆法规体系的发展提出了一些初步设想。
关键词 研究堆 法规 法规体系 建议
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横向功率分布对板型燃料温度场特性影响研究 被引量:1
8
作者 卢庆 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第S2期1-3,共3页
采用CFX-Fluent对国际原子能机构(IAEA)提出的10 MW材料测试堆(MTR)典型栅元建模分析,研究板型燃料元件横向上均匀分布、中心高分布和中心低分布3种不同功率分布下的燃料及冷却剂温度分布特征。研究结果表明,由于燃料端部结构材料不发... 采用CFX-Fluent对国际原子能机构(IAEA)提出的10 MW材料测试堆(MTR)典型栅元建模分析,研究板型燃料元件横向上均匀分布、中心高分布和中心低分布3种不同功率分布下的燃料及冷却剂温度分布特征。研究结果表明,由于燃料端部结构材料不发热和横向导热的存在,流道的端部存在冷芯;在核设计、热工水力设计和安全分析中应考虑燃料功率分布的横向分区及导热效应。 展开更多
关键词 研究堆 板状燃料元件 横向功率分布
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U_3Si_2-Al燃料元件板力学性能试验研究 被引量:1
9
作者 庄红权 徐勇 王习术 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第6期514-518,共5页
对研究堆使用的不同规格的U3 Si2 Al弥散型复合燃料板元件的力学性能参数进行了试验研究和分析 ,同时结合板型燃料组件的结构特点对燃料板在组件运行期间可能受到的拉、压、弯的承载能力进行了测试研究。研究结果表明 :国内生产的板状... 对研究堆使用的不同规格的U3 Si2 Al弥散型复合燃料板元件的力学性能参数进行了试验研究和分析 ,同时结合板型燃料组件的结构特点对燃料板在组件运行期间可能受到的拉、压、弯的承载能力进行了测试研究。研究结果表明 :国内生产的板状元件在其拉伸性能、结构抗力等方面基本达到了国外类似燃料的水平 ,满足了研究堆的设计要求。 展开更多
关键词 试验研究 U3Si2-Al 板状燃料组件 复合燃料板 力学特性 研究堆 铀铝合金
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研究堆放射性废液贮存设施设计中几个安全问题的处理 被引量:1
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作者 王婧 李涛 +1 位作者 徐建华 赵昱龙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S1期99-102,共4页
在研究堆核安全审评工作中,由于研究堆类型多样、运行方式不同,产生的放射性废液量和活度水平也不同。此外,在标准方面也没有针对研究堆放射性废液管理的适用标准,仅能参考核电厂和后处理厂的相关要求。因此,针对设计中安全问题的处理... 在研究堆核安全审评工作中,由于研究堆类型多样、运行方式不同,产生的放射性废液量和活度水平也不同。此外,在标准方面也没有针对研究堆放射性废液管理的适用标准,仅能参考核电厂和后处理厂的相关要求。因此,针对设计中安全问题的处理方式需要结合设施实际情况调整。通过讨论审评工作中几个较为关注的安全问题的处理情况,来探讨研究堆放射性废液贮存设施的合理安全要求。 展开更多
关键词 研究堆 废液贮存 安全问题
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研究堆外电源失电导致停堆事件原因分析与应对措施
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作者 刘时贤 刘锐 +3 位作者 焦峰 侯秦脉 马国强 吴彦农 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2022年第3期478-483,共6页
2009—2019年我国运行研究堆发生50起外电源失电导致停堆事件,降低了研究堆的安全性和经济性,因此,研究和分析此类事件对于各运行研究堆是非常重要的。本文通过对此类事件进行统计和原因分析,确定事件发生的主要原因。根据此类事件的主... 2009—2019年我国运行研究堆发生50起外电源失电导致停堆事件,降低了研究堆的安全性和经济性,因此,研究和分析此类事件对于各运行研究堆是非常重要的。本文通过对此类事件进行统计和原因分析,确定事件发生的主要原因。根据此类事件的主要原因,通过优化运行计划、加强人员培训、完善协作机制、加强设备监测和维护、加强施工管理、完善预防异物管理等应对措施来降低此类事件的发生频率。本文为研究堆降低外电源失电导致停堆事件的发生频率提供了经验反馈和参考。 展开更多
关键词 研究堆 外电源失电 停堆事件 原因分析 应对措施
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接口软件CITA_—TOOL在中国先进研究堆堆物理分析中的应用
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作者 王思广 柯国土 +1 位作者 吕征 辛锋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第2期121-124,共4页
本工作针对中国先进研究堆 (CARR)的堆工程需要 ,研制开发了CITA—TOOL接口管理软件。该软件的主要功能是 :为国际通用的CITATION软件提供参数输入文件 ;对keff、中子注量、燃耗等的计算结果进行分析处理 。
关键词 中国先进研究堆 物理分析 KEFF 中子注量 燃耗 CITATION软件
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研究堆用自然循环阀样机实验验证
13
作者 张佑杰 吴莘馨 +2 位作者 姜胜耀 徐显启 李胜强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第2期180-182,192,共4页
自然循环阀是研究堆停堆后利用自然循环方式实现堆芯余热排除的重要设备之一。研究堆用自然循环阀采用了特殊本体结构和10.5m长的远传操纵杆,以满足堆用自然循环阀的性能要求。为获得自然循环阀真实的阻力特性,并验证其动作可靠性,在模... 自然循环阀是研究堆停堆后利用自然循环方式实现堆芯余热排除的重要设备之一。研究堆用自然循环阀采用了特殊本体结构和10.5m长的远传操纵杆,以满足堆用自然循环阀的性能要求。为获得自然循环阀真实的阻力特性,并验证其动作可靠性,在模拟实验回路上对自然循环阀样机的密封性能、水力特性和操作机构可靠性进行了实验验证。结果表明:研究堆用自然循环阀样机性能及其可靠性满足了工程设计要求。 展开更多
关键词 阀门 研究堆 实验验证 反应堆设备
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研究堆运行管理数据库
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作者 张新军 陈伟 杨军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第1期88-90,95,共4页
以VISUALC++6.0作为开发工具,利用MFC所包含的建立在ODBC和DAO系统上的类,完成了研究堆运行管理数据库系统的研制。该数据库系统包含元件管理、事件管理、运行实验管理和文档管理等4个功能模块。
关键词 研究堆 运行管理 数据库
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Comissioning of the lEA-R1 Nuclear Reactor New Heat Exchanger
15
作者 Alfredo Jose Alvim de Castro Pedro Ernesto Umbehaun +2 位作者 Marcos Rodrigues de Carvalho Roberto Frajndlich Douglas Alves Cassiano 《Journal of Energy and Power Engineering》 2013年第6期1058-1065,共8页
This work presents results on the commissioning of the new heat exchanger of the IEA-R1 nuclear reactor in the occasion of its operational power upgrade from 2 MW to 5 MW, in comparison to the values calculated in the... This work presents results on the commissioning of the new heat exchanger of the IEA-R1 nuclear reactor in the occasion of its operational power upgrade from 2 MW to 5 MW, in comparison to the values calculated in the project of IESA Design and Equipments Company. This reactor is a swimming pool type, light water moderated and with graphite reflectors, used for research purposes and medical radioisotopes production. During monitoring procedures, issues were observed on the reactor operation at 5 MW mainly due to the ageing of the reactor's oldest heat exchanger (TC-A) and excessive vibrations at high flow rates on the other installed heat exchanger (TC-B). So it was decided to provide a new IESA heat exchanger with 5 MW capacity to definitely substitute the TC-A heat exchanger. The results show that the IEA-R1 nuclear reactor can be operated safely and continuously at 5 MW with the new IESA heat exchanger. 展开更多
关键词 Heat exchangers IEA-RI nuclear reactor research nuclear reactors radioisotope production.
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基于饱和电抗器结构下的新型直流比较仪原理 被引量:12
16
作者 李维波 毛承雄 陆继明 《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2005年第4期77-81,共5页
在常规的可控饱和电抗器中增加检测绕组和反馈绕组构成一种新型直流比较仪,即它由4个绕组(检测绕组、激励绕组、直流绕组和反馈绕组)、环形磁心以及后续处理电路组成。利用电压源激励磁心,当直流偏磁磁势(即被测电流)不为0时,检测绕组... 在常规的可控饱和电抗器中增加检测绕组和反馈绕组构成一种新型直流比较仪,即它由4个绕组(检测绕组、激励绕组、直流绕组和反馈绕组)、环形磁心以及后续处理电路组成。利用电压源激励磁心,当直流偏磁磁势(即被测电流)不为0时,检测绕组的端电压是正负半波不对称的波形,研究得出,该电压的峰一峰值、总有效值以及正负半波有效值之差均与直流偏磁磁势(或被测电流)有关。利用正负半波有效值之差作为反馈控制的误差信号,并将该电压信号预处理之后,经过电压/电流变换,再由功率放大器扩流,最后送到反馈绕组中形成反方向直流磁势以平衡被测直流磁势,实现"零磁通状态",从而完成直流测量任务。仿真分析和实验结果均表明,该比较仪开环输出特性曲线不会出现虚假平衡点,因而控制可靠,仅含单磁心,结构简单,易于操作。 展开更多
关键词 饱和电抗器 直流比较仪 半波有效值之差 开环输出特性 反馈控制
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研究试验堆低浓化及在我国的实践 被引量:2
17
作者 范育茂 李增强 《核安全》 2011年第1期74-78,共5页
回顾了研究试验堆低浓化项目的缘起、发展历程、主要工作和进展,并简要介绍了我国在低浓化方面的一些实践。
关键词 研究试验堆 富集铀 低浓化 燃料元件
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中国先进研究堆重水浓缩系统设计 被引量:1
18
作者 赵光辉 石家娟 +3 位作者 庄毅 姜百华 李军德 李彦水 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期150-153,共4页
文章涉及中国先进研究堆重水浓缩系统的功能、工艺方案和流程设计及系统设计的特点。在系统布置设计中,采用PDSOFT piping配管软件建立了该系统的三维模型,提高了设计效率。
关键词 中国先进研究堆 重水浓缩系统 建模 系统设计
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Studies on Production Planning of Dispersion Type U3Si2-Al Fuel in Plate-Type Fuel Elements for Nuclear Research Reactors
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作者 Miguel Luiz Miotto Negro Michelangelo Durazzo +2 位作者 Marco Aurélio de Mesquita Elita Fontenele Urano de Carvalho Delvonei Alves de Andrade 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2016年第4期217-231,共16页
Several fuel plants that supply nuclear research reactors need to increase their production capacity in order to meet the growing demand for this kind of nuclear fuel. After the enlargement of the production capacity ... Several fuel plants that supply nuclear research reactors need to increase their production capacity in order to meet the growing demand for this kind of nuclear fuel. After the enlargement of the production capacity of such plants, there will be the need of managing the new production level. That level is usually the industrial one, which poses challenges to the managerial staff. Such challenges come from the fact that several of those plants operate today on a laboratorial basis and do not carry inventory. The change to the industrial production pace asks for new actions regarding planning and control. The production process based on the hydrolysis of UF6 is not a frequent production route for nuclear fuel. Production planning and control of the industrial level of fuel production on that production route is a new field of studies. The approach of the paper consists in the creation of a mathematical linear model for minimization of costs. We also carried out a sensitivity analysis of the model. The results help in minimizing costs in different production schemes and show the need of inventory. The mathematical model is dynamic, so that it issues better results if performed monthly. The management team will therefore have a clearer view of the costs and of the new, necessary production and inventory levels. 展开更多
关键词 Fabrication of Uranium Silicide Fuel Nuclear research reactors Production Planning and Control
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Studies on Capacity Expansion of Fuel Plants for Nuclear Research Reactors
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作者 Miguel Luiz Miotto Negro Michelangelo Durazzo +3 位作者 Marco Aurélio de Mesquita Elita Fontenele Urano de Carvalho Roberto Navarro de Mesquita Delvonei Alves de Andrade 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2018年第2期38-53,共16页
The demand for nuclear fuel for research reactors is rising worldwide. Thus, the production facilities of this kind of fuel need reliable guidance on how to augment their production in order to meet the increasing dem... The demand for nuclear fuel for research reactors is rising worldwide. Thus, the production facilities of this kind of fuel need reliable guidance on how to augment their production in order to meet the increasing demand efficiently and safely. We proposed a specific procedure for increasing production capacity. That procedure was tested with data from a real plant, which produces plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al fuel. The test was made by means of discrete event simulation, and the results indicated the proposed procedure is efficient in raising production capacity. 展开更多
关键词 Fabrication of URANIUM SILICIDE FUEL PLATE-TYPE FUEL Elements NUCLEAR research reactors Production Capacity EXPANSION
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