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HTGR燃料芯核及包覆颗粒的物性测试 被引量:1
1
作者 王瑞珍 刘超 +1 位作者 朱金霞 刘晓荣 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期69-73,共5页
本文介绍用图象分析技术对高温气冷堆燃料芯核的直径、密度和球形度,以及包覆燃料颗粒的疏松碳层,致密碳层和碳化硅层的涂层厚度和涂层密度的定量测试方法。本方法快速、准确,测量相对标准偏差为1%。
关键词 颗粒密度 htgr 燃料芯核
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HTGR燃料元件炭化工艺优化 被引量:4
2
作者 卢振明 张杰 +2 位作者 周湘文 刘兵 唐亚平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期71-75,共5页
采用热失重-红外联用(TG-IR)、差示量热分析(DSC)方法研究高温气冷堆燃料元件基体材料中作为黏结剂的酚醛树脂在20~800℃的分解过程。用热机械分析仪(TMA)分析石墨球样品在20~800℃的动态热膨胀特性。测试结果表明,酚醛树脂在50~70... 采用热失重-红外联用(TG-IR)、差示量热分析(DSC)方法研究高温气冷堆燃料元件基体材料中作为黏结剂的酚醛树脂在20~800℃的分解过程。用热机械分析仪(TMA)分析石墨球样品在20~800℃的动态热膨胀特性。测试结果表明,酚醛树脂在50~70℃的范围内发生相变,在测试温度范围内分解经过2个连续的放热过程,石墨球样品相应地先膨胀后收缩。采用4段炭化制度所制基体材料的压碎强度达到19.9 kN、落球强度在60次以上,各项指标完全满足设计要求,而且炭化工艺生产效率提高71%。研究表明,在动态条件下根据样品尺寸随温度的变化建立的炭化升温制度更为合理;炭化过程中,缩聚反应引起的体积变化是决定升温速率的关键。 展开更多
关键词 高温气冷堆 燃料元件 炭化 酚醛树脂
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HTGR 燃料元件制造工艺及性能研究
3
作者 杨有清 戴受惠 +2 位作者 邱邦臣 郑振华 解怀英 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期39-46,共8页
本文介绍了高温气冷堆(HTGR)球形燃料元件的半/全冷等静压制造工艺。该工艺主要包括:石墨压型粉制备,颗粒“穿衣”,半/全冷等静压成型,碳化和高温真空热处理,外形机加工。用半/全冷等静压工艺制备的球形燃料元件样品的冷态性能测试表明... 本文介绍了高温气冷堆(HTGR)球形燃料元件的半/全冷等静压制造工艺。该工艺主要包括:石墨压型粉制备,颗粒“穿衣”,半/全冷等静压成型,碳化和高温真空热处理,外形机加工。用半/全冷等静压工艺制备的球形燃料元件样品的冷态性能测试表明:元件的冷态性能满足10MW HTGR 设计要求,并达到国际设计标准。 展开更多
关键词 htgr 燃料元件 石墨基体
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HTGR 颗粒燃料包覆工艺研究
4
作者 王宝善 梅晓辉 +3 位作者 黄学彬 谷晓非 罗先才 戴受惠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期47-51,共5页
包覆颗粒燃料涂层工艺是高温气冷堆(HTGR)关键技术之一。在研究制备工艺参数对包覆层性能的影响的基础上,确定了制备包覆颗粒燃料的最佳工艺条件,并制备出达到冷态设计要求的 Triso 型包覆颗粒燃料。
关键词 包覆颗粒燃料 密度 htgr
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MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展 被引量:5
5
作者 周克峰 陈召林 +3 位作者 冯进军 高强 李茂林 刘运陶 《核安全》 2013年第3期62-67,共6页
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。 展开更多
关键词 MELCOR 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展
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高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究 被引量:2
6
作者 焦荣洲 何培炯 +1 位作者 刘秉仁 朱永(贝睿) 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第4期357-363,共7页
针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、^(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6%,钍、铀产品对Cs,Sr,Zr—Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。
关键词 萃取 核燃料后处理 高温气冷型堆
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用于PB-HTGR燃料球运动规律研究的钴-60螺旋CT系统研发 被引量:2
7
作者 刘锡明 吴志芳 +1 位作者 丛鹏 苗积臣 《CT理论与应用研究(中英文)》 2015年第2期283-289,共7页
在球床式高温气冷堆(PB-HTGR)中,球形燃料元件在堆芯中的流动特性是堆芯物理设计和几何设计的基础,球流运动规律的研究在发展球床式高温气冷堆技术中具有基础性的作用。目前还没有一种有效的手段检测燃料球在堆芯中的运动轨迹,有关球流... 在球床式高温气冷堆(PB-HTGR)中,球形燃料元件在堆芯中的流动特性是堆芯物理设计和几何设计的基础,球流运动规律的研究在发展球床式高温气冷堆技术中具有基础性的作用。目前还没有一种有效的手段检测燃料球在堆芯中的运动轨迹,有关球流运动规律的理论和实验研究尚不够完善。为了对燃料球在堆芯中的运动规律进行三维实验研究,清华大学核研院按实际堆芯结构等比例缩小设计了实验模型,通过检测目标球在模型中的运动轨迹,可以对不同工况下燃料球的运动规律进行模拟研究。为了满足目标球的检测要求,我们设计了钴-60多层螺旋CT检测方案,可以进行目标球的识别和轨迹追踪,验证实验结果表明该方案可以满足实验系统对目标球检测的要求。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 钴-60螺旋CT 燃料球运动规律
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采用X射线层析摄影技术测定HTGR燃料元件UO_2分布的均匀性
8
作者 张立晨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期63-68,共6页
高温气冷堆燃料元件内 UO_2分布均匀度是标志燃料元件性能重要指标之一。采用 X 射线层析摄影和计算机图像处理技术,实现了用无损检测方法测定球形燃料元件内 UO_2颗粒的分布。文中介绍了球形燃料元件层析摄影检测的工艺及要点,并对摄... 高温气冷堆燃料元件内 UO_2分布均匀度是标志燃料元件性能重要指标之一。采用 X 射线层析摄影和计算机图像处理技术,实现了用无损检测方法测定球形燃料元件内 UO_2颗粒的分布。文中介绍了球形燃料元件层析摄影检测的工艺及要点,并对摄影模糊度作了专门阐述。对所摄取的断层底片进行计算机图像处理后,直观地表明 UO_2颗粒分布的均匀度。文中还简要地介绍了计算机图像处理硬件及专门编写的软件包。检测结果可通过 CRT 彩色摄影或彩色打印机绘出直观截面图像。结果表明,采用这种技术测定球形燃料元件中 UO_2颗粒分布均匀性是非常成功的。 展开更多
关键词 分布均匀性 htgr 二氧化铀
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HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样研究
9
作者 张超 《粘接》 CAS 2022年第7期85-88,共4页
高温气冷堆(HTGR)因其产生高温氦气的能力及其固有的安全特性而特别具有吸引力。确认了反应堆特性和反应堆性能,描述了HTTR高温试验运行的结果,并对反应堆运行进行了监测,以证明运行的安全性和稳定性。同时,研究了HTGR高温氦取样回路(HT... 高温气冷堆(HTGR)因其产生高温氦气的能力及其固有的安全特性而特别具有吸引力。确认了反应堆特性和反应堆性能,描述了HTTR高温试验运行的结果,并对反应堆运行进行了监测,以证明运行的安全性和稳定性。同时,研究了HTGR高温氦取样回路(HTHSL)在蒸汽发生器(SG)中的输运(沉积)行为和固体裂变产物总量分别设计。通过基于热工水力学分析的优化设计和仿真,沉积取样装置(DSD)的3套管结构能够实现均匀的全程温度控制。在相应模拟的基础上,改进了HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样回路,可用于SG高温氦中重要核的取样。这些方案为获得高温氦源项提供了有效的解决方法,为高温气冷堆源项的分析提供了更深入的认识。 展开更多
关键词 高温气冷反应堆(htgr) 高温氦取样回路(HTHSL) 温度控制 仿真
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A HTGR demonstration project enters substantial stage of construction
10
《Electricity》 2007年第1期5-5,共1页
An agreement on investment of Huaneng Shandong Shidaowan Nuclear Power Co., Ltd was concluded by the shareholders of the company on December 15, 2006. This move indicated that HTGR nuclear power demonstration project,... An agreement on investment of Huaneng Shandong Shidaowan Nuclear Power Co., Ltd was concluded by the shareholders of the company on December 15, 2006. This move indicated that HTGR nuclear power demonstration project, the key one in the national medium- and long-term scientific and technological development program (2006-2020) has made essential headway. 展开更多
关键词 htgr核电示范工程 项目进展 华能山东石岛湾核电有限公司 投资协议
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乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧
11
作者 经荥清 杨永伟 +2 位作者 常鸿 吴宗鑫 古玉祥 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第5期646-647,658,共3页
环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程... 环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 展开更多
关键词 环状模块式htgr 乏燃料 加速器 次临界堆 高温气冷堆 燃耗计算 燃烧热功率
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HTGR控制棒区不连续因子受边界条件的影响 被引量:2
12
作者 周旭华 李富 +2 位作者 王登营 颜见秋 韩松 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第12期2106-2109,共4页
为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得... 为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得的精细网格的输运解为基准,在最大误差2%时,用该方法计算得到的有效增殖因子、反应性价值和活性区的中子注量率分布均与参考解相符。采用不同均匀化模型的不连续因子计算,受边界条件的影响都不大。 展开更多
关键词 高温气冷堆 控制棒 不连续因子 边界条件
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HTGR Process Heat Application Study
13
作者 徐元辉 钟大辛 居怀明 《Tsinghua Science and Technology》 SCIE EI CAS 1996年第1期40-44,共5页
The 10MW high temperature gas-cooled reactor test module (HTR-10) is currently under construction.One of its objectives is to develop high temperature process heat applications. To realize this target, various high te... The 10MW high temperature gas-cooled reactor test module (HTR-10) is currently under construction.One of its objectives is to develop high temperature process heat applications. To realize this target, various high temperature gas-cooled reactor (HTGR) process heat applications have been analyzed. This paper briefly describes the possibilities and experimental schemes for using the HTR-10 for process heat application studies. 展开更多
关键词 high temperature reactor: process heat gas-turbine cycle: htgr
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制备HTGR凝胶球的外凝胶工艺工程化问题研究
14
作者 胡凤岐 牛小平 +2 位作者 邓长生 马景陶 郝少昌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期75-78,共4页
中核北方核燃料元件有限公司(CNNC)建造的高温气冷堆(HTGR)核燃料元件生产线在采用外凝胶(EGU)工艺制备UO_2核芯时,存在煮胶液沉淀、分散-胶凝过程中胶液流量无法实现精准控制和凝胶球裂口等问题。为解决这些工程化问题,对凝胶球制备工... 中核北方核燃料元件有限公司(CNNC)建造的高温气冷堆(HTGR)核燃料元件生产线在采用外凝胶(EGU)工艺制备UO_2核芯时,存在煮胶液沉淀、分散-胶凝过程中胶液流量无法实现精准控制和凝胶球裂口等问题。为解决这些工程化问题,对凝胶球制备工艺和设备进行了优化和改造,并试生产了10批次的UO_2核芯进行验证。结果表明,改进后的生产线可连续稳定的实现工业化生产,UO_2核芯产品合格率超80%。 展开更多
关键词 高温气冷堆 溶胶-凝胶 外凝胶 凝胶球 工程化
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XPZLIB:an HDF5-format multi-group cross-section library
15
作者 Bin Fu Le-Rui Zhang +2 位作者 Ding She Chun-Lin Wei Alain Hébert 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第11期46-60,共15页
A multi-group cross-section library is fundamental for deterministic lattice physics calculations.Most existing multi-group cross-section libraries are customized for particular computer codes,as well as for particula... A multi-group cross-section library is fundamental for deterministic lattice physics calculations.Most existing multi-group cross-section libraries are customized for particular computer codes,as well as for particular types of nuclear reactors.This paper presents an HDF5-format multi-group cross-section library named XPZLIB.XPZLIB was produced using a selfdeveloped XPZR module integrated into the NJOY2016 code,and an in-house PyNjoy2022 system was developed for autoprocessing.XPZLIB contains detailed data content and well-organized data structures that are user-and developer-friendly.Three typical XPZLIBs with different numbers of energy groups,nuclides,and depletion reaction types were released via the Tsinghua cloud website.Furthermore,the applicability of the released XPZLIBs was investigated using HTGR and PWR lattice calculations,which can provide guidance for applying XPZLIB under different scenarios. 展开更多
关键词 XPZLIB Multi-group library HDF5 format htgr PWR
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Inconel 617合金在非纯氦气环境中的高温腐蚀行为研究 被引量:1
16
作者 郑伟 何学东 +5 位作者 银华强 杜斌 李昊翔 马涛 蒲洋 王尚军 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期189-197,共9页
Inconel 617合金是高温气冷堆蒸汽发生器的候选材料,在反应堆超高温运行时可能会受到氦气中痕量杂质的腐蚀。为探究合金在高温堆环境中的腐蚀机理,本研究开展了Inconel 617合金在980℃的非纯氦气中的腐蚀实验,对气相以及腐蚀行为进行了... Inconel 617合金是高温气冷堆蒸汽发生器的候选材料,在反应堆超高温运行时可能会受到氦气中痕量杂质的腐蚀。为探究合金在高温堆环境中的腐蚀机理,本研究开展了Inconel 617合金在980℃的非纯氦气中的腐蚀实验,对气相以及腐蚀行为进行了分析。通过化学热力学和动力学计算,阐明了合金脱碳的机理,并建立了碳迁移判定模型和脱碳反应预测模型,与实验数据有良好的一致性。在此基础上,研究了预氧化和温度对脱碳反应的影响。研究结果表明,即使杂质含量极低,也会诱发相关的腐蚀行为。降低运行温度可以有效避免合金脱碳,但预氧化的抗脱碳效果不理想。因此,极低杂质含量并非高温堆一回路净化目标,应该根据模型预测和实验分析来选择更加合理的杂质控制方案。 展开更多
关键词 高温合金 非纯氦气 高温气冷堆 腐蚀 脱碳
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HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究
17
作者 雷伟俊 史进 +1 位作者 丁明 黄淑龙 《辐射防护通讯》 2024年第2期8-14,共7页
针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率。结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降... 针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率。结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50 cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70 cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短。为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16 cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度。 展开更多
关键词 高温气冷堆 乏燃料贮存系统 辐射防护 蒙特卡罗
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10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的研制 被引量:8
18
作者 朱钧国 杨冰 +5 位作者 张秉忠 邵友林 黄国礼 梁彤翔 彭新立 周寅甲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第2期76-81,共6页
我国10MW高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用丙烯和乙炔混合气体制备致密热解碳层以及四层连续包覆的新工艺,开展生产工... 我国10MW高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解碳层、内致密热解碳层、碳化硅层和外致密热解碳层组成。采用丙烯和乙炔混合气体制备致密热解碳层以及四层连续包覆的新工艺,开展生产工艺条件试验,系统地研究了生产工艺和性能之间的关系,摸索出最佳生产工艺条件。用化学气相沉积方法在150mm流化床沉积炉系统中批量生产出TRISO型包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察分析了包覆燃料颗粒的微观结构,包覆燃料颗粒的制造破损率为3.4×10-6,冷态性能达到我国10MW高温气冷堆设计要求。包覆燃料颗粒辐照考验结果(放射性裂变产物释放率R/B为1×10-6左右)表明,包覆燃料颗粒的质量可以满足10MW高温气冷堆安全运行的要求。 展开更多
关键词 高温气冷堆 包覆燃料颗粒 流化床 化学气相沉积 燃料元件 制备
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高温气冷堆控制棒区不连续因子的计算与应用 被引量:7
19
作者 周旭华 李富 +3 位作者 王登营 颜见秋 吕炜枫 韩仁余 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期1-5,9,共6页
应用不连续因子理论修正的扩散方程,对高温气冷堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体和空洞区的局部均匀化进行处理。解决了均匀化区域不存在裂变中子源、边界存在强中子流所带来的的难题,并以输运计算的解为基准进行验算。结果表明:对控... 应用不连续因子理论修正的扩散方程,对高温气冷堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体和空洞区的局部均匀化进行处理。解决了均匀化区域不存在裂变中子源、边界存在强中子流所带来的的难题,并以输运计算的解为基准进行验算。结果表明:对控制棒区域可进行局部均匀化以及采用简化的边界条件计算不连续因子;用不连续因子修正的扩散方程可准确地处理控制棒。采用不连续因子修正的扩散方程计算高温气冷堆控制棒在计算精度、计算时间上均有优势。 展开更多
关键词 高温气冷堆 控制棒 均匀化 不连续因子 扩散方程
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外胶凝法制备高温气冷堆UO_2核芯的湿法工艺 被引量:5
20
作者 周湘文 郝少昌 +3 位作者 赵兴宇 马景陶 王阳 邓长生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期40-43,共4页
为制备高温气冷堆用燃料致密UO2核芯,对传统的溶胶-凝胶法进行优化和改进。主要对改进后的外胶凝工艺的湿法部分进行介绍,包括U3O8粉的溶解即欠酸硝酸铀酰(ADUN)溶液的制备、胶液的制备、胶液的分散和胶凝及凝胶球的陈化、洗涤和干燥等... 为制备高温气冷堆用燃料致密UO2核芯,对传统的溶胶-凝胶法进行优化和改进。主要对改进后的外胶凝工艺的湿法部分进行介绍,包括U3O8粉的溶解即欠酸硝酸铀酰(ADUN)溶液的制备、胶液的制备、胶液的分散和胶凝及凝胶球的陈化、洗涤和干燥等,并对湿法过程的机理进行了探讨。采用这一工艺,所得重铀酸铵微球的球形度好、尺寸分布均匀且具有良好空隙结构,经过后续的干法工艺如焙烧、还原和烧结,可制备出合格的高温气冷堆用燃料致密UO2核芯。 展开更多
关键词 溶胶-凝胶法 高温气冷堆 外胶凝法 二氧化铀
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