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Research on manufacture technology of spherical fuel elements by dry-bag isostatic pressing
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作者 Zhen-Ming Lu Wen-Ke Zhang +5 位作者 Jie Zhang Xiang-Wen Zhou Kai-Hong Zhang Ma-Lin Liu Xuan-Ke Li Bing Liu 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2022年第10期79-89,共11页
The steady development of high-temperature gas-cooled reactors(HTRs) has increased the requirements for the production cost and quality of fuel elements. Green fuel element pressing is one of the key steps to increase... The steady development of high-temperature gas-cooled reactors(HTRs) has increased the requirements for the production cost and quality of fuel elements. Green fuel element pressing is one of the key steps to increase the production capacity. This paper proposes a proprietary vacuum dry-bag isostatic pressing(DIP) apparatus. The structural change of the matrix graphite powder during the DIP process was examined by analyzing the density change of the matrix graphite spheres with pressure. The soft molding process was simulated using the finite element method. The dimensional changes in the spheres during the pressing, carbonization, and purification stages were explored. The performance of the fuel matrix produced by the DIP method was comprehensively examined. The fuel matrix met the technical requirements and its anisotropy was significantly reduced. The DIP method can significantly improve both the production efficiency and quality of fuel elements. This will play a key role in meeting the huge demand for fuel elements of HTRs and molten salt reactors. 展开更多
关键词 Dry-bag isostatic pressing High-temperature gas-cooled reactor(HTR) Spherical fuel element Finite element simulation Soft molding
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Manufacture of HTR Fuel Element
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作者 Shijiang, X. Chunhe, T. +3 位作者 Zhichang, X. Junguo, Zh. Xueliang, Q. Ende, L. 《High Technology Letters》 EI CAS 1995年第1期87-90,共4页
The HTR Fuel Element R & D Program,set in 1987,aims to develop the manufacturetechnology of HTR fuel element and to produce the fuel element for the first core of our 10MW experimental reactor.Now the work on labo... The HTR Fuel Element R & D Program,set in 1987,aims to develop the manufacturetechnology of HTR fuel element and to produce the fuel element for the first core of our 10MW experimental reactor.Now the work on laboratory scale is phased out.In this paper,the fuel element manufacture technology is described and the test results are given. 展开更多
关键词 High temperature reactor Coated fuel particles Spherical fuel element Irradiation qualification
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A method for 3D simulation of internal gas effects on thermal-mechanical behaviors in nuclear fuel elements
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作者 JIANG Yijie CUI Yi HUO Yongzhong DING Shurong 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2011年第3期185-192,共8页
A new method for three-dimensional simulation of the interaction between the gas and the solid around is developed.The effects of the gas on the thermal-mechanical behaviors within the surrounded solid are performed b... A new method for three-dimensional simulation of the interaction between the gas and the solid around is developed.The effects of the gas on the thermal-mechanical behaviors within the surrounded solid are performed by replacing the internal gas with an equivalent solid in the modeling,which can make it convenient to simulate the thermal-mechanical coupling effects in the solid research objects with gases in them.The applied thermal expansion coefficient,Young's modulus and Poisson's ratio of the equivalent solid material are derived.A series of tests have been conducted;and the proposed equivalent solid method to simulate the gas effects is validated. 展开更多
关键词 热机械行为 气体效应 三维模拟 核燃料元件 仿真方法 热膨胀系数 相互作用 耦合效应
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Modeling of Fuel Elements Cycling System in Pebble Bed Reactor Based on Timed Places Control Petri Nets
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作者 Hongbing Liu Peng Shen +2 位作者 Dong Du Xin Wang Haiquan Zhang 《Energy and Power Engineering》 2013年第4期510-516,共7页
Pebble bed reactors use cycling scheme of spherical fuel elements relying on fuel elements cycling system (FECS). The structure and control logic of FECS are very complex. Each control link has strict requirements on ... Pebble bed reactors use cycling scheme of spherical fuel elements relying on fuel elements cycling system (FECS). The structure and control logic of FECS are very complex. Each control link has strict requirements on time and sequence. This increases the difficulties of description and analysis. In this paper, timed places control Petri nets (TPCPN) is applied for the modeling of FECS. On this basis the simulation of two important processes, namely uploading fuel elements into the core for the first time and emptying the core is finished by simulation software Arena. The results show that as TPCPN is able to describe different kinds of logic relationship and has time properties and control properties, it’s very suitable for the modeling and analysis of FECS. 展开更多
关键词 TIMED PLACES CONTROL Petri nets (TPCPN) Arena PEBBLE Bed Reactors fuel elements CYCLING SYSTEM (FECS)
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Oxidation Behaviour of the Matrix Materials in Spherical Fuel Elements
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作者 张世超 贺俊 +1 位作者 邱学良 马昌文 《Tsinghua Science and Technology》 SCIE EI CAS 1996年第1期50-55,共6页
The oxidation resistance of the matrix materials is vital to the normal operation of HTGR and is also an important parameter for evaluating the safety response under accidental air or water ingress conditions. The oxi... The oxidation resistance of the matrix materials is vital to the normal operation of HTGR and is also an important parameter for evaluating the safety response under accidental air or water ingress conditions. The oxidation kinetics of the three matrix material components: natural graphite, artificial graphite and resin carbon. was studied in a flowing gas mixture of oxygen and nitrogen using an auto thermogravimetric system. The results indicate that the artificial graphite has the slowest oxidation rate followed by the natural graphite and then the resin carbon with the highest oxidation rate. Vacuum heat treatment of the natural graphite at 1950℃ decreases the impurities and increases the oxidation activation energy. Differences between the activation energy and the oxidation rate of the resin carbon heat treated at 1950℃ and 1600℃ resulted from changes in the micro-pore texture. and the reduction of impurities. 展开更多
关键词 OXIDATION matrix materials fuel element GRAPHITE high temperature gas-cooled reactor (HTGR)
原文传递
不同焊接方法下燃料元件包壳用ODS钢焊接接头界面演化规律
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作者 杨灿湘 魏连峰 +7 位作者 郑勇 王宇 董宇 王军健 李华鑫 杨建国 张鸿羽 侯霭麟 《电焊机》 2024年第5期39-45,共7页
ODS钢具有优异的高温力学性能、抗辐照性能和抗热蠕变性能等,是最有潜力的下一代核反应堆包壳候选材料之一。ODS钢的焊接技术主要包括熔焊、钎焊、压力焊等,根据核燃料元件包壳结构,选择电子束焊接、旋转摩擦焊及脉冲电流辅助扩散焊三... ODS钢具有优异的高温力学性能、抗辐照性能和抗热蠕变性能等,是最有潜力的下一代核反应堆包壳候选材料之一。ODS钢的焊接技术主要包括熔焊、钎焊、压力焊等,根据核燃料元件包壳结构,选择电子束焊接、旋转摩擦焊及脉冲电流辅助扩散焊三种焊接方法进行对比研究,并对ODS钢焊接接头微观形貌演化进行分析,揭示了最优焊接方法及界面形貌演化规律。结果表明,电子束焊接及旋转摩擦焊接工艺下,焊接接头的晶界处均有Y_(2)O_(3)析出,而采用脉冲电流辅助扩散焊无氧化物析出和团聚,对于Fe-Cr系ODS钢有突出优势。因此,脉冲电流辅助扩散焊在抑制ODS钢中纳米氧化物的析出、团聚和减少接头变形等方面具有显著优势,是一种适合ODS钢焊接的高质量焊接方法。 展开更多
关键词 ODS钢 核燃料元件焊接 电子束焊接 旋转摩擦焊接 脉冲电流辅助扩散焊接
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质子交换膜燃料电池直流道内液滴传输研究
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作者 王翠表 孙峰 +3 位作者 苏丹丹 秦帅昌 聂旭亮 董小平 《太阳能学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期61-67,共7页
建立质子交换膜燃料电池(PEMFC)的二维直流道模型,分析液滴在流道内的产生、破裂及传输全过程,探究进气速度、气体扩散层表面亲疏水性以及挡板结构参数等关键性因素对液滴传输特性的影响。仿真结果表明,提高进气速度有助于强化液滴的去... 建立质子交换膜燃料电池(PEMFC)的二维直流道模型,分析液滴在流道内的产生、破裂及传输全过程,探究进气速度、气体扩散层表面亲疏水性以及挡板结构参数等关键性因素对液滴传输特性的影响。仿真结果表明,提高进气速度有助于强化液滴的去除效果,但过高的气体流速会将液滴推向气体扩散层表面,造成液滴累积;亲水性较强的气体扩散层表面导致液滴严重坍塌形变,堵塞气体扩散层孔隙;液滴在疏水性气体扩散层表面流动速度相对较快,壁面附着力小,利于流道排水;增大挡板堵塞率可提高挡板下方及后方区域气体流速,提高液滴吹扫能力;挡板表面亲疏水性对流道内液滴去除效果影响较弱。 展开更多
关键词 质子交换膜燃料电池 有限元 接触角 水管理 流场 流速
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核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究
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作者 巫英伟 贺亚男 +3 位作者 章静 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期257-271,共15页
核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具... 核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。 展开更多
关键词 多物理场 有限元 系统分析 子通道 燃料性能
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多元(U,Zr, Nb)C燃料制备技术与性能机理研究
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作者 吴学志 魏国良 郭骁 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期166-174,共9页
多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数... 多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数对烧结芯块反应动力学、相结构、导热性能和微观结构的作用机制和影响规律。结果表明:在1 800℃、50 MPa和1 h的烧结条件下,通过添加0.5%金属铀形成的液相烧结工艺制备得到芯块密度可达95.5%TD;当原料M/C(M为金属元素总量)摩尔比为1∶6.5时,可制备得到M/C比为1的正化学计量碳化物燃料;(U0.2,Zr, Nb)C的晶格常数比(U0.1,Zr, Nb)C的晶格常数略高;多元(U,Zr, Nb)C碳化物燃料芯块热导率与相成分、密度和温度均有关;芯块气孔分布较均匀,没有联通的开气孔存在,气孔尺寸在1~3μm。 展开更多
关键词 多元 核推进 燃料 碳热还原 液相烧结
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大型集装箱船甲醇燃料舱结构设计
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作者 陈乐昆 谢小龙 +1 位作者 刘晨霄 王维昊 《舰船科学技术》 北大核心 2024年第10期53-58,共6页
针对甲醇作为船舶替代燃料的特点,提出一种适用于大型集装箱船的甲醇燃料舱设计方案,以一艘大型集装箱船为例,采用有限元方法来验证甲醇燃料舱区域的结构强度,同时探讨燃料舱端部节点设计对船体结构强度的影响。为大型集装箱船甲醇燃料... 针对甲醇作为船舶替代燃料的特点,提出一种适用于大型集装箱船的甲醇燃料舱设计方案,以一艘大型集装箱船为例,采用有限元方法来验证甲醇燃料舱区域的结构强度,同时探讨燃料舱端部节点设计对船体结构强度的影响。为大型集装箱船甲醇燃料舱的结构设计提供参考。 展开更多
关键词 大型集装箱船 甲醇燃料舱 槽型舱壁 有限元方法
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钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证 被引量:1
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作者 陈启董 高付海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期604-613,共10页
为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控... 为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。 展开更多
关键词 钠冷快堆 燃料元件 燃料元件程序
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核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析
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作者 周之帆 章静 +6 位作者 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 王明军 苏光辉 秋穗正 田文喜 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期83-93,共11页
核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃... 核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。 展开更多
关键词 核热推进 燃料元件 热工应力 流固耦合 安全分析
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基于MOOSE平台液态金属冷却快堆燃料性能分析程序开发 被引量:1
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作者 邵世豪 刘宙宇 +3 位作者 许晓北 宗育凡 曹良志 吴宏春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期539-548,共10页
液态金属冷却快堆对于我国核能创新发展具有非常重要的战略意义,开发适用其的燃料性能分析程序对于快堆的设计与安全分析具有重要意义。本文基于多物理耦合平台MOOSE,开发了燃料性能分析程序LoongCALF,程序面向金属冷却快堆燃料元件。... 液态金属冷却快堆对于我国核能创新发展具有非常重要的战略意义,开发适用其的燃料性能分析程序对于快堆的设计与安全分析具有重要意义。本文基于多物理耦合平台MOOSE,开发了燃料性能分析程序LoongCALF,程序面向金属冷却快堆燃料元件。程序采用有限元方法和JFNK方法,能够求解核反应堆燃料的热-力耦合方程,从而得到温度、应力、应变及裂变气体释放等物理量在空间上的分布及随时间的变化。程序采用模块化设计,适用于芯块材料为UO 2和MOX、包壳材料为1515Ti和HT-9的燃料元件。为验证程序的准确性,设计了两个燃料元件算例,并使用LoongCALF程序与中国原子能科学研究院Fiber-Oxide程序对算例进行对比计算。结果表明,LoongCALF程序能够准确模拟液态金属冷却快堆稳态工况条件下燃料元件内部的燃料行为与关键参数演化。 展开更多
关键词 液态金属冷却快堆 MOOSE 有限元方法 燃料性能分析
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压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展
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作者 吴宗佩 姜峨 +4 位作者 唐月明 熊静 邓平 赵永福 张萍萍 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期61-68,共8页
压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD... 压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD试验研究的重要结果,总结了包壳表面CRUD对系统运行的危害,回顾了CRUD的分析表征结果,介绍了不同研究机构建立的堆外动水回路试验方法,重点分析了材料性质、热工水力特性、冷却剂化学条件及腐蚀产物特性对燃料元件表面CRUD的影响规律,调研了CRUD缓解技术及相关应用,并对后续试验研究方向提出了建议。 展开更多
关键词 腐蚀产物沉积(CRUD) 试验研究 燃料元件 压水堆(PWR)
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空间热离子反应堆燃料元件力学性能分析程序开发
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作者 杨文宇 柴翔 +1 位作者 朱恩平 刘晓晶 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期148-157,共10页
为了实现对空间热离子反应堆燃料元件运行期间安全性能的预测,研究开发了一种燃料元件力学性能分析程序,并针对多层圆筒状的TOPAZ-Ⅱ热离子燃料元件开展了应力、应变和几何变形的高精度模拟。程序考虑了核燃料在高温辐照环境下的辐照肿... 为了实现对空间热离子反应堆燃料元件运行期间安全性能的预测,研究开发了一种燃料元件力学性能分析程序,并针对多层圆筒状的TOPAZ-Ⅱ热离子燃料元件开展了应力、应变和几何变形的高精度模拟。程序考虑了核燃料在高温辐照环境下的辐照肿胀,并分析了燃料芯块-发射极在发生接触后的力学响应问题,从而快速且准确地求解燃料芯块和发射极的力学状态,以对空间热离子反应堆运行期间的性能提供准确预测。结果表明:在正常运行情况下,空间热离子反应堆燃料会发生显著的肿胀效应,其造成的变形将导致燃料元件热电转换效率降低、元件失效等安全隐患。 展开更多
关键词 空间堆 燃料元件 辐照肿胀 力学分析
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锆合金包壳Cr涂层界面元素扩散行为研究进展 被引量:1
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作者 吴金龙 栾佰峰 +3 位作者 周虹伶 杨晓玲 黄伟九 孙超 《表面技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期16-27,共12页
随着核反应堆向高燃耗和更长服役寿命方向发展,对包壳材料的安全可靠性提出了更高的要求。锆合金表面Cr涂层由于其优异的抗高温氧化性能、耐腐蚀性能以及与基体良好的兼容性,被认为是最有前景的耐事故涂层包壳材料。综述了近年来涂层Cr... 随着核反应堆向高燃耗和更长服役寿命方向发展,对包壳材料的安全可靠性提出了更高的要求。锆合金表面Cr涂层由于其优异的抗高温氧化性能、耐腐蚀性能以及与基体良好的兼容性,被认为是最有前景的耐事故涂层包壳材料。综述了近年来涂层Cr与基体Zr界面元素扩散行为的研究成果,重点介绍了Cr涂层不同状态下的界面结构及演变规律,包括沉积、退火、辐照、氧化等状态。总结了Cr的扩散、分布和金属间化合物Zr-Cr-(Fe)层的生长动力学模型,归纳了界面扩散对涂层结构及性能的不利影响。扩散阻挡层是一种抑制涂层与基体互扩散的有效结构,介绍了阻挡层设计制备原则以及现有的和潜在的金属或陶瓷阻挡层材料,分析了2类典型阻挡层的优缺点。金属阻挡层能抑制Cr的扩散并延迟Cr-Zr共晶反应,但需要考虑中子经济性;虽然陶瓷阻挡层阻隔元素扩散的性能优异,但由于其与锆合金力学性能和热膨胀系数的差异明显,易产生微裂纹,需要考虑其抗裂性。最后提出了采用实验与分子动力学等相结合的多尺度研究方法开展界面研究,同时指出了目前研究工作中亟待解决的关键问题,这为后续的锆合金表面耐事故涂层研究与开发提供了重要参考。 展开更多
关键词 燃料包壳 Cr涂层 界面 元素扩散 阻挡层
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颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响分析
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作者 董颖璇 吕俊男 李群 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期868-877,共10页
针对燃料颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响,开发了弥散型核燃料元件代表性体元模型的参数化建模及数值计算脚本,综合考虑燃料-基体界面损伤层、燃料颗粒辐照肿胀以及环境压力等关键特征进行了数值建模,系统分析了燃料颗粒团聚... 针对燃料颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响,开发了弥散型核燃料元件代表性体元模型的参数化建模及数值计算脚本,综合考虑燃料-基体界面损伤层、燃料颗粒辐照肿胀以及环境压力等关键特征进行了数值建模,系统分析了燃料颗粒团聚体积分数、颗粒团聚位置、运行环境静水压力以及基体材料性质对弥散型核燃料芯体失效的影响规律,发现燃料颗粒团聚区域是弥散型核燃料芯体失效的起点,而运行环境静水压力对芯体应力集中有抑制作用,揭示了燃料颗粒团聚现象对弥散型核燃料元件力学性能的“短板效应”。团聚区域的燃料颗粒通过密集堆叠的方法进行几何建模,局部燃料颗粒团聚体积分数由最小颗粒间距定义。有限元计算结果表明,燃料颗粒团聚体积分数越大,弥散型核燃料芯体越容易失效。而包壳外的环境压力会降低芯体内燃料颗粒团聚区域的应力水平,但随着局部团聚程度的增加,环境压力对芯体中Mises应力的影响逐渐减小。此外,燃料颗粒团聚区域相对弥散型核燃料芯体厚度方向位置改变对芯体的最大Mises应力几乎没有影响;燃料颗粒团聚区域在弥散型核燃料芯体的面内分布位置和环境压力共同决定弥散型核燃料芯体的失效行为。本研究可为弥散型核燃料元件的失效条件预测、可靠性评估和结构优化设计提供分析方法和数值依据。 展开更多
关键词 弥散型核燃料元件 颗粒团聚 强度分析 短板效应 基体失效
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核热火箭发动机研制进展与关键技术
18
作者 马晓秋 解家春 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期1-13,共13页
介绍了核热火箭发动机基本原理,回顾和分析了美、俄(苏联)核热火箭发动机的研制历程。美国在早期核热火箭发动机的研制过程中主要采用整机试验模式进行研究,Rover/NERVA期间先后建立了20余个反应堆,获得了大量的试验数据,这些数据至今... 介绍了核热火箭发动机基本原理,回顾和分析了美、俄(苏联)核热火箭发动机的研制历程。美国在早期核热火箭发动机的研制过程中主要采用整机试验模式进行研究,Rover/NERVA期间先后建立了20余个反应堆,获得了大量的试验数据,这些数据至今仍在美国核热火箭发动机的研究中发挥着重要作用。后续在SNTP计划中以提高反应堆性能为目标进行了颗粒床反应堆(PBR)研究。在NCPS计划中提出了经济可承受的思路,并采用电加热非核模拟方式开展燃料元件的筛选研究,降低了成本和危险性。在任务需求方面,围绕载人登火和地月经济圈活动,提出了DRA5.0载人火星计划以及天龙座(DRACO)计划。俄罗斯(苏联)与美国基本同时开展了核热发动机研究,其技术路线主要以反应堆燃料元件技术为主,研制出扭转条状耐高温的多元碳化物燃料元件,参数水平居于世界领先。通过总结美俄核热火箭发动机的研制趋势,对核热火箭发动机反应堆关键技术进行了分析,并对我国未来开展核热火箭发动机的研究提出了发展建议。 展开更多
关键词 核热火箭发动机 比冲 反应堆 关键技术 燃料元件
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管型核燃料元件芯体定位检测系统
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作者 郑赛春 张小刚 +2 位作者 张凡 汪绍兴 郭梦雅 《无损检测》 CAS 2024年第7期12-18,共7页
管型核燃料元件的芯体定位检测对于保证该产品的质量至关重要。为了满足自动化检测和生产的需求,使用X射线数字成像技术设计硬件系统(上下料机构、运动扫描平台、射线成像机构、切割机构等)和软件系统(芯体轮廓识别、芯体定位算法),开... 管型核燃料元件的芯体定位检测对于保证该产品的质量至关重要。为了满足自动化检测和生产的需求,使用X射线数字成像技术设计硬件系统(上下料机构、运动扫描平台、射线成像机构、切割机构等)和软件系统(芯体轮廓识别、芯体定位算法),开发了管型燃料元件包壳内芯体边界识别定位检测和元件加工一体化系统,并对系统中引入的误差进行校正,在保证检测精度的同时实现了管型核燃料元件的芯体自动定位。 展开更多
关键词 管型燃料元件 X射线数字成像 芯体定位
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基于专利数据的国内外核级热电偶技术发展分析与我国发展对策研究 被引量:1
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作者 张弛 田渊 +3 位作者 唐瑞 肖洁 吴洋 杨晓亮 《中国发明与专利》 2024年第4期31-36,共6页
核级热电偶是核电领域温度测量仪表中常用的测温元件,对核电领域发展起着至关重要的作用。为响应国家核电发展规划,推动核级热电偶相关产业技术的发展,本文采用专利导航结合文献综述的方式,从相关专利的市场布局、技术领域、应用场合等... 核级热电偶是核电领域温度测量仪表中常用的测温元件,对核电领域发展起着至关重要的作用。为响应国家核电发展规划,推动核级热电偶相关产业技术的发展,本文采用专利导航结合文献综述的方式,从相关专利的市场布局、技术领域、应用场合等方面综合分析了核级热电偶技术发展概况。结果表明:(1)国内外核级热电偶研发趋势整体呈“M”型周期性变化,中国逐渐成为主要的研究国家和专利布局区域;(2)核电热电偶专利主要分布在热电偶制备与应用两大技术领域,相关专利技术以堆芯、燃料元件、保护壳和其他关键系统(含一、二回路)方面的应用研究为主,研究呈现范围不断扩大、专利技术不断细化的趋势;(3)国内核电热电偶专利技术倾向于应用研究,且多数专利集中在少数创新主体单位手中。最后,本文从核电热电偶专利市场布局、技术合作及研究热点方向等提出了建议。 展开更多
关键词 核级热电偶 测温元件 保护壳 堆芯 燃料元件 专利
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