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氢化锆与高温钠的相容性研究 预览
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作者 付晓刚 张金权 +2 位作者 秦博 马浩然 龙斌 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期1801-1804,共4页
在快堆设计和应用过程中,氢化锆是非常有用的慢化材料,但是关于氢化锆与高温钠相容性的研究报道较少,氢化锆与高温钠接触后长时间服役是否满足使用要求尚无数据借鉴,故本研究将在500℃、600℃和700℃下开展氢化锆与高温钠的相容性试验... 在快堆设计和应用过程中,氢化锆是非常有用的慢化材料,但是关于氢化锆与高温钠相容性的研究报道较少,氢化锆与高温钠接触后长时间服役是否满足使用要求尚无数据借鉴,故本研究将在500℃、600℃和700℃下开展氢化锆与高温钠的相容性试验。另外,将表面制备有ZrO2的氢化锆在650℃下进行钠相容性测试,以分析ZrO2在高温钠中阻止氢释放的能力。结果表明:在500℃、600℃和700℃钠中,氢化锆表面均会形成ZrO2氧化膜;氢化锆在500℃钠中的氢含量没有变化;氢化锆在600℃和700℃钠中试验120h后,氢含量均出现明显的下降;在650℃下,氢化锆表面制备的ZrO2氧化膜无法阻止氢气释放。在高温氢释放过程中,由于氢原子和氧原子的相对运动,ZrO2/ZrH1.8界面处的ZrO2逐渐转变为Zr3O。 展开更多
关键词 快中子反应堆 慢化材料 氢化锆 高温钠 相容性
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池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状 预览
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作者 薛轶 杜开文 《科技视界》 2018年第5期58-59,共2页
快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中,大量设备穿透反应堆堆池的自由液面,使得自由液面可能产生波动、环流以及漩涡等现象,进而可能导致反应堆中间热交换器入口窗进入气体,威胁反应堆安全。国内外参与快堆设计建... 快中子反应堆是第四代先进核能系统的推荐堆型。在池式快堆中,大量设备穿透反应堆堆池的自由液面,使得自由液面可能产生波动、环流以及漩涡等现象,进而可能导致反应堆中间热交换器入口窗进入气体,威胁反应堆安全。国内外参与快堆设计建造的相关国家针对该气体夹带现象进行了深入的理论和实验研究。本文介绍了各个国家的研究现状,对我国相关研究工作的开展具有借鉴意义。 展开更多
关键词 气体夹带 热交换器 池式 快中子反应堆 先进核能系统 自由液面 反应堆安全
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计算组件变形反应性的虚拟密度理论研究 预览
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作者 肖云龙 郑友琦 吴宏春 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第12期2265-2270,共6页
组件变形引起的反应性变化是快中子反应堆中重要的负反馈效应.为精确快速评价组件几何改 变带来的反应性变化,本文使用虚拟密度理论来处理组件几何变形问题.该理论使用材料的密度变化 来等效几何的变化,与现有的方法相比具有更好的几何... 组件变形引起的反应性变化是快中子反应堆中重要的负反馈效应.为精确快速评价组件几何改 变带来的反应性变化,本文使用虚拟密度理论来处理组件几何变形问题.该理论使用材料的密度变化 来等效几何的变化,与现有的方法相比具有更好的几何适应性及更高的计算效率.数值验证结果表明: 虚拟密度理论具有很好的计算精度,可用于组件变形反应性的计算. 展开更多
关键词 快中子反应堆 组件变形 虚拟密度理论
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Performance study of the neutron-TPC
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作者 黄孟 李玉兰 +8 位作者 牛莉博 邓智 程晓磊 何力 章洪燕 傅楗强 闫洋洋 蔡一鸣 李元景 《中国物理C:英文版》 SCIE CAS CSCD 2017年第2期136-142,共7页
Fast neutron spectrometers will play an important role in the future of the nuclear industry and nuclear physics experiments, in tasks such as fast neutron reactor monitoring, thermo-nuclear fusion plasma diagnostics,... Fast neutron spectrometers will play an important role in the future of the nuclear industry and nuclear physics experiments, in tasks such as fast neutron reactor monitoring, thermo-nuclear fusion plasma diagnostics,nuclear reaction cross-section measurement, and special nuclear material detection. Recently, a new fast neutron spectrometer based on a GEM(Gas Electron Multiplier amplification)-TPC(Time Projection Chamber), named the neutron-TPC, has been under development at Tsinghua University. It is designed to have a high energy resolution,high detection efficiency, easy access to the medium material, an outstanding n/γ suppression ratio, and a wide range of applications. This paper presents the design, test, and experimental study of the neutron-TPC. Based on the experimental results, the energy resolution(FWHM) of the neutron-TPC can reach 15.7%, 10.3% and 7.0% with detection efficiency higher than 10~(-5) for 1.2 Me V, 1.81 Me V and 2.5 Me V neutrons respectively. 展开更多
关键词 中子谱仪 TPC 快中子反应堆 高能量分辨率 核物理实验 气体电子倍增器 性能 等离子体诊断
Measurements of effective delayed neutron fraction in a fast neutron reactor using the perturbation method
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作者 周浩军 尹延朋 +2 位作者 范晓强 李正宏 蒲以康 《中国物理C:英文版》 SCIE CAS CSCD 2016年第6期89-94,共6页
A perturbation method is proposed to obtain the effective delayed neutron fraction βeff of a cylindrical highly enriched uranium reactor.Based on reactivity measurements with and without a sample at a specified posit... A perturbation method is proposed to obtain the effective delayed neutron fraction βeff of a cylindrical highly enriched uranium reactor.Based on reactivity measurements with and without a sample at a specified position using the positive period technique,the reactor reactivity perturbation △ρ of the sample in βeff units is measured.Simulations of the perturbation experiments are performed using the MCNP program.The PERT card is used to provide the difference dκ of effective neutron multiplication factors with and without the sample inside the reactor.Based on the relationship between the effective multiplication factor and the reactivity,the equation βeff=dκ/△ρ is derived.In this paper,the reactivity perturbations of 13 metal samples at the designable position of the reactor are measured and calculated.The average βeff value of the reactor is given as 0.00645,and the standard uncertainty is 3.0%.Additionally,the perturbation experiments for βeff can be used to evaluate the reliabilities of the delayed neutron parameters.This work shows that the delayed neutron data of 235U and 238U from G.R.Keepin’s publication are more reliable than those from ENDF-B6.0.ENDF-B7.0,JENDL3.3 and CENDL2.2. 展开更多
关键词 快中子反应堆 样品测量 摄动法 延迟 反应性扰动 分数 MCNP程序 实验模拟
Framework analysis of fluoride salt-cooled high temperature reactor probabilistic safety assessment 预览
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作者 左嘉旭 靖剑平 +2 位作者 毕金生 宋维 陈堃 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 2015年第5期112-117,共6页
Probabilistic safety assessment(PSA) is important in nuclear safety review and analysis. Because the design and physics of the fluoride salt-cooled high temperature reactor(FHR) differ greatly from the pressurized wat... Probabilistic safety assessment(PSA) is important in nuclear safety review and analysis. Because the design and physics of the fluoride salt-cooled high temperature reactor(FHR) differ greatly from the pressurized water reactor(PWR), the methods and steps of PSA in FHR should be studied. The high-temperature gascooled reactor(HTR-PM) and sodium-cooled fast reactors have built the PSA framework, and the framework to finish the PSA analysis. The FHR is compared with the PWR, HTR-PM and sodium-cooled fast reactors from the physics, design and safety. The PSA framework of FHR is discussed. In the FHR, the fuel and coolant combination provides large thermal margins to fuel damage(hundreds of degrees centigrade). The tristructuralisotropic(TRISO) as the fuel is independent in FHR core and its failure is limited for the core. The core damage in Level 1 PSA is of lower frequency. Levels 1 and 2 PSA are combined in the FHR PSA analysis. The initiating events analysis is the beginning, and the source term analysis and the release types are the target. Finally, Level3 PSA is done. 展开更多
关键词 高温气冷 概率安全评价 压水反应堆 框架分析 安全评估 氟盐 快中子反应堆 物理设计
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中国“快堆之父”一生为一事 预览
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《科学咨询》 2015年第39期48-49,共2页
2011年7月21日上午10时,中国原来一片欢呼声。我国第一个快中子反应堆并网发电成功,中国从此成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。对中国实验快堆总工程师徐铼来说,这—天已整整等待了46年。
关键词 中国实验 技术 快中子反应堆 并网发电 总工程师
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超细晶Fe-Cr-Ni合金的热稳定性
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作者 孟南 《金属材料研究》 2014年第2期57-60,共4页
作为核反应堆的结构材料,奥氏体不锈钢(SSs)在严酷的辐射环境中应当具有高强度、耐腐蚀、耐辐射和蠕变抗力大等特性。在快中子反应堆和核聚变反应堆中的结构材料将要面临从773K到1273K的高温和100dpa的辐射环境。
关键词 FE-CR-NI合金 热稳定性 超细晶 奥氏体不锈钢 核聚变反应堆 快中子反应堆 结构材料 辐射环境
蒙特卡罗方法在快堆组件参数计算中的应用 被引量:1
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作者 杜夏楠 吴宏春 郑友琦 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2014年第S2期67-70,共4页
在快中子反应堆中,中等核素的散射共振现象以及空间耦合效应较为明显。为解决此问题,使用基于蒙特卡罗方法的Open MC程序产生少群快堆组件参数,传递给基于确定论方法的堆芯程序进行混合计算。采用二维径向-轴向坐标几何的等效堆芯作为... 在快中子反应堆中,中等核素的散射共振现象以及空间耦合效应较为明显。为解决此问题,使用基于蒙特卡罗方法的Open MC程序产生少群快堆组件参数,传递给基于确定论方法的堆芯程序进行混合计算。采用二维径向-轴向坐标几何的等效堆芯作为产生组件参数的计算模型。数值结果表明,该方法很好地解决了结构材料在高能区的散射共振现象;同时混合计算的相对误差均小于1%,可应用于快堆的稳态计算。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 快中子反应堆 少群组件参数 混合计算
恩师的言传身教牢记我心间
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作者 周筠梅 《生命的化学》 CAS CSCD 2013年第2期12-14,共3页
我大学毕业后被分配在北京194所,从事“快中子反应堆载热剂——金属钠的分析与纯化”方面的研究工作。遵循大搞三线建设的指示,北京194所将于1979年搬迁至四川。
关键词 快中子反应堆 金属钠 载热剂 北京
稀释对316LN不锈钢钨极氩弧焊Colmonoy 6(AWSNi-Cr-C)表面硬化层的影响
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作者 陈超(编译) 《不锈》 2013年第1期26-33,共8页
1前言 在快中子反应堆中,许多奥氏体不锈钢部件都会与有压力的流动液态钠接触,温度高达823K。由于流动的液态钠会去除金属表面形成的氧化膜,接合面之间的长期静态接触会造成它们之间的自焊接(粘连)。随后,部件之间的相对运动会... 1前言 在快中子反应堆中,许多奥氏体不锈钢部件都会与有压力的流动液态钠接触,温度高达823K。由于流动的液态钠会去除金属表面形成的氧化膜,接合面之间的长期静态接触会造成它们之间的自焊接(粘连)。随后,部件之间的相对运动会造成部件表面咬死。 展开更多
关键词 不锈钢部件 表面硬化层 钨极氩弧焊 稀释 快中子反应堆 静态接触 液态钠 奥氏体
铺就“快中子反应堆”研发之路 开创清洁能源新未来——记中国工程院院士、中国核工业集团公司快堆首席专家徐銤 预览
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作者 徐莹 《中华建设》 2012年第5期 28-30,共3页
推动能源结构调整,安全高效发展核能已写入2012年《政府工作报告》,这表明中国政府安全发展核能的决心坚定。发展核能,重在安全。胡锦涛主席在前不久结束的首尔核安全峰会上指出:发展核能应坚持科学理性的核安全理念,增强核能发展信心... 推动能源结构调整,安全高效发展核能已写入2012年《政府工作报告》,这表明中国政府安全发展核能的决心坚定。发展核能,重在安全。胡锦涛主席在前不久结束的首尔核安全峰会上指出:发展核能应坚持科学理性的核安全理念,增强核能发展信心。发展核能需同国际社会合作,更要自主创新,提高自身科研实力,同时做好核电安全宣传。核能是清洁能源,也是安全高效能源。作为发展中的大国,安全高效发展核能是加速中国经济建设,促进社会发展,提高国民生活品质的能源支柱,安全高效发展核电符合中国的国家利益。 展开更多
关键词 中国工程院院士 中国核工业集团公司 清洁能源 快中子反应堆 《政府工作报告》 核能发展 安全发展 研发
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徐眯:一生只做一件事
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作者 艾江涛 翟永平 《能源评论》 2012年第2期 78-84,共7页
2011年7月21日上午10时,中国原子能科学研究院实验快堆主控室里,传来一片连绵不绝的欢呼声和掌声。我国第一个快中子反应堆并网发电成功,中国从此成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。
关键词 中国原子能科学研究院 快中子反应堆 实验 并网发电 技术 主控室
核电解读 预览 被引量:1
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作者 方锦清 《百科知识》 2011年第10期4-12,共9页
如果从1951年美国在一台快中子增殖反应堆上进行最早的核动力发电算起,世界上核电发展已经走过了60年辉煌而艰难曲折的历程。许多的经验教训值得回味和总结,尤其是日本福岛核电站事故发生后,核电站已不再是专业人士争议的热点,更成为普... 如果从1951年美国在一台快中子增殖反应堆上进行最早的核动力发电算起,世界上核电发展已经走过了60年辉煌而艰难曲折的历程。许多的经验教训值得回味和总结,尤其是日本福岛核电站事故发生后,核电站已不再是专业人士争议的热点,更成为普通民众关注的焦点。试想,如果不是因为这次事件,谁会关心分布在国内的几十座已建和在建核电站;又有谁能知晓中国第一座快中子反应堆其实就坐落在北京。为此,本刊约请中国原子能科学研究院的方锦清研究员撰文,介绍核电的来龙去脉以及若干人们关注的热点问题。 展开更多
关键词 核电发展 中国原子能科学研究院 快中子增殖反应堆 核电站事故 解读 快中子反应堆 专业人士 核动力
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第四代核反应堆
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作者 杨斌虎(译) 郝伟宏(校) 《太钢译文》 2011年第4期 60-64,共5页
气冷快中子反应堆(GFR) GFR是快中子谱反应堆,采用氦气冷却、闭式燃料循环,其堆芯氦气冷却剂出口温度很高,可用于发电、制氢或高效供热。GFR参考堆的电功率为1200MW,堆芯出口氦气温度为850℃,氦气汽轮机采用布雷顿直接循环发电... 气冷快中子反应堆(GFR) GFR是快中子谱反应堆,采用氦气冷却、闭式燃料循环,其堆芯氦气冷却剂出口温度很高,可用于发电、制氢或高效供热。GFR参考堆的电功率为1200MW,堆芯出口氦气温度为850℃,氦气汽轮机采用布雷顿直接循环发电,热效率很高。 展开更多
关键词 反应堆 第四代 快中子反应堆 出口温度 循环发电 燃料循环 冷却剂 氦气
快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤 预览 被引量:2
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作者 吕铮 刘春明 《材料与冶金学报》 CAS 2011年第3期 203-208,共6页
快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之... 快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之一.本文介绍快堆中辐照引起的金属材料微观结构的变化. 展开更多
关键词 快中子反应堆 结构材料 辐照损伤 微观结构
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Liquid Metal Coolants Technology for Fast Reactors 预览
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作者 Poplavsky Vladimir Mikhailovich Efanov Alexander Dmitrievich Kozlov Fedor Alekseevich Orlov Yury Ivanovich Sorokin Alexander Pavlovich 《材料科学与工程:中英文B版》 2011年第7期 913-928,共16页
关键词 钠冷 液态金属 冷却剂 技术 快中子反应堆 加速器驱动系统 设计方法 杂质控制
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时尚科技 预览
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《防灾博览》 2011年第2期 86-87,共2页
俄建议各国建快中子反应堆,可解决核废料问题 据俄新网报道,俄罗斯总统德米特里·梅德韦杰夫表示,俄罗斯建议更广泛的使用所谓的快中子反应堆。使用快中子反应堆能够解决核废料问题,俄罗斯是世界上唯一在别洛亚尔斯克核电站使用独... 俄建议各国建快中子反应堆,可解决核废料问题 据俄新网报道,俄罗斯总统德米特里·梅德韦杰夫表示,俄罗斯建议更广泛的使用所谓的快中子反应堆。使用快中子反应堆能够解决核废料问题,俄罗斯是世界上唯一在别洛亚尔斯克核电站使用独特的BN-600型快中子反应堆(快速反应堆)超过30年的国家。 展开更多
关键词 快中子反应堆 俄罗斯总统 科技 时尚 核废料 核电站
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Analytical Studies on Thermal-Hydraulic Parameters of Fast Reactor Taking into Account Effect of Inter-wrapper Space 预览
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作者 Shvetsov Yury Evgenyevich Kouznetsov Igor Alekseevich 《材料科学与工程:中英文B版》 2011年第7期 938-946,共9页
关键词 热工水力 水力参数 空间造型 包装 快中子反应堆 户间 余热排出系统
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中国第四代核能技术获重大突破
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《甘肃能源》 2010年第4期 34-35,共2页
中国核工业集团公司目前在京宣布:由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国试验快堆(CEFR)达到首次临界。这是中国核电领域的重大自主创新成果,意味着中国第四代先进核能系统技术实现重大突破。由... 中国核工业集团公司目前在京宣布:由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国试验快堆(CEFR)达到首次临界。这是中国核电领域的重大自主创新成果,意味着中国第四代先进核能系统技术实现重大突破。由此.中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。 展开更多
关键词 中国原子能科学研究院 核能技术 第四代 中国核工业集团公司 快中子反应堆 先进核能系统 技术 自主研发
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