期刊文献+
共找到15篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
金属核燃料系统瞬态特性分析研究 被引量:4
1
作者 张驰 周琦 +2 位作者 朱庆福 夏兆东 郑继业 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2170-2174,共5页
本文结合点堆动力学方程、非稳态传热方程和线弹性运动微分方程,开发了适用于金属核燃料系统的瞬态特性分析程序STAC。利用STAC程序对美国Godiva-Ⅰ瞬态实验装置进行了模拟,得到了该装置的裂变率、反应性和温度随时间的变化。STAC程序... 本文结合点堆动力学方程、非稳态传热方程和线弹性运动微分方程,开发了适用于金属核燃料系统的瞬态特性分析程序STAC。利用STAC程序对美国Godiva-Ⅰ瞬态实验装置进行了模拟,得到了该装置的裂变率、反应性和温度随时间的变化。STAC程序计算结果与Godiva-Ⅰ装置的实验结果较为一致,验证了STAC程序的准确性。 展开更多
关键词 金属核燃料系统 瞬态特性 STAC程序
下载PDF
铀同位素标准物质在核燃料系统实验室间比对中的应用
2
作者 陈岚 王妍妍 《同位素》 CAS 2021年第2期163-168,共6页
在核燃料系统分析检测实验室间比对活动中,首次开展铀同位素检测项目的设计、策划和实施,选取国家一级标准物质“八氧化三铀中铀同位素标准物质”作为分割样品对,分别采用Z比分数、标准物质测量结果的误差允许限(E)作为能力统计量,对实... 在核燃料系统分析检测实验室间比对活动中,首次开展铀同位素检测项目的设计、策划和实施,选取国家一级标准物质“八氧化三铀中铀同位素标准物质”作为分割样品对,分别采用Z比分数、标准物质测量结果的误差允许限(E)作为能力统计量,对实验室间铀同位素丰度的比对结果进行统计和分析,对测量结果有问题或不满意的情况进行分析和建议。通过首次开展铀同位素项目的比对,拓展了核工业系统实验室能力验证范畴,进一步提高实验室的检测水平,对核燃料循环生产中铀同位素的测量提供了技术基础保障和质量保证。 展开更多
关键词 核燃料系统 铀同位素标准物质 实验室间比对 Z比分数 误差允许限(E)
下载PDF
核燃料转运系统液压缸活塞杆远程脱开工艺设计
3
作者 杨浩 《中文科技期刊数据库(引文版)工程技术》 2024年第1期0034-0038,共5页
核电站的燃料转运系统负责在安全壳厂房和辅助厂房之间运送燃料组件。国内某核电站燃料转运系统燃料篮的倾翻运动依靠液压缸驱动,液压缸活塞杆通过螺纹连接到倾翻臂。本文为解决发生液压缸卡涩故障,导致无法将燃料组件置于安全状态的问... 核电站的燃料转运系统负责在安全壳厂房和辅助厂房之间运送燃料组件。国内某核电站燃料转运系统燃料篮的倾翻运动依靠液压缸驱动,液压缸活塞杆通过螺纹连接到倾翻臂。本文为解决发生液压缸卡涩故障,导致无法将燃料组件置于安全状态的问题而进行结构设计,为实现压缸活塞杆的远程脱开提供了一种合理可行的改造工艺,为后续进行液压缸的维修工作创造了先决条件。 展开更多
关键词 核燃料转运系统 液压缸活塞杆 远程脱开 快拆 分瓣结构
下载PDF
核燃料循环系统临界事故源项计算程序GETAC-2.0开发 被引量:1
4
作者 朱庆福 张驰 夏兆东 《南华大学学报(自然科学版)》 2018年第3期1-7,共7页
针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰... 针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性. 展开更多
关键词 核燃料系统 源项计算 GETAC-2.0
下载PDF
核燃料溶液系统瞬态特性分析研究 被引量:4
5
作者 于超 周琦 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1371-1374,共4页
在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合... 在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合二维热传导方程,开发了基于圆柱形溶液贮存容器的瞬态特性分析程序GETAC,利用该程序计算了法国SILENE瞬态实验装置模拟临界事故功率随时间的变化,得到了功率振荡在不同反应性引入大小、方式和有无外中子源等情况下的变化规律,计算分析结果与瞬态实验测量数据以及国外其他程序计算结果较一致。 展开更多
关键词 核燃料溶液系统 瞬态特性 点动态方程
下载PDF
压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统的抗震分析 被引量:2
6
作者 侯硕 贾晓峰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第3期314-320,共7页
压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统是压水堆核电站燃料厂房的主要核燃料操作设备,对其在地震工况下进行强度评定对保障核电站安全运行具有重要的意义。本文通过对百万千瓦级核电站燃料厂房核燃料转运系统进行有限元建模,针对该系统设... 压水堆核电站燃料厂房核燃料转运系统是压水堆核电站燃料厂房的主要核燃料操作设备,对其在地震工况下进行强度评定对保障核电站安全运行具有重要的意义。本文通过对百万千瓦级核电站燃料厂房核燃料转运系统进行有限元建模,针对该系统设备在异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下的动力特性进行计算;考虑地震工况下自重条件的不利影响,对大车横梁、小车横梁、吊桥及其车架等主要构件进行了整体应力分析,对螺栓、焊缝和指形钩等关键部位进行了局部应力分析。依据RCC-M规范对该系统设备的整体及局部构件进行了强度评定,结果表明燃料厂房核燃料转运系统各构件的强度均满足抗震要求。 展开更多
关键词 核燃料转运系统 有限元模型 抗震分析 强度评定
下载PDF
基于S7-1511 PLC与LabVIEW通信的核燃料破损检测控制系统 被引量:2
7
作者 向树鸣 王湘江 《现代制造技术与装备》 2022年第3期201-205,共5页
核燃料组件是核反应堆中不可或缺的重要部件,其质量关乎整个核电站的安全性和经济性。对压水堆乏燃料组件进行破损检测,是防止核电站燃料棒破裂、放射性裂变产物泄漏等安全事故的有效技术手段。首先介绍核燃料组件破损检测系统的自动化... 核燃料组件是核反应堆中不可或缺的重要部件,其质量关乎整个核电站的安全性和经济性。对压水堆乏燃料组件进行破损检测,是防止核电站燃料棒破裂、放射性裂变产物泄漏等安全事故的有效技术手段。首先介绍核燃料组件破损检测系统的自动化控制方案设计,其次阐述检测系统的工作原理与组成部分,最后概述基于Modbus TCP/IP协议在LabVIEW开发环境下破损检测软件系统与西门子S7-1500系列PLC的通信过程。经调试实验,证明了上位机系统与下位机通信的重要性。 展开更多
关键词 S7-1500 PLC LABVIEW 核燃料破损检测系统
下载PDF
核燃料循环系统
8
作者 刘远松 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第3期252-254,共3页
关键词 核燃料循环系统 中国 铀浓缩 氟化转化
下载PDF
核燃料工艺运输系统水下自动定位装置研究 被引量:1
9
作者 侯佑胜 王刚 +3 位作者 钟香斌 汲大朋 李月星 王康乐 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1079-1082,共4页
针对核燃料工艺运输系统人工标定效率低、精度差的不足,对一种应用于水下燃料格架自动定位的装置进行了研究。阐述了系统构成及原理,设计实现了视频引导初步定位、基于STM32单片机与电感式接近传感器完成偏差测量与自动调整的精确定位... 针对核燃料工艺运输系统人工标定效率低、精度差的不足,对一种应用于水下燃料格架自动定位的装置进行了研究。阐述了系统构成及原理,设计实现了视频引导初步定位、基于STM32单片机与电感式接近传感器完成偏差测量与自动调整的精确定位功能。并对包括系统的软硬件设计、自动控制策略及初始参数标定进行论述。经现场样机试验表明,该装置可显著提高定位精度并缩短系统调试周期,还可应用于核电站在役运行期间的系统维修后再定位及定期校准。 展开更多
关键词 燃料格架 核燃料工艺运输系统 自动定位 STM32
下载PDF
核燃料溶液系统临界事故分析的辐解气体模型改进
10
作者 盛慧敏 何俊毅 +2 位作者 苟军利 单建强 刘国明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期160-165,共6页
对瞬态临界事故的准确模拟是核燃料溶液系统临界安全评估的关键因素。现有的辐解气体模型经验参数较多,导致功率特性预测存在较大偏差。为提高模拟精度和避免对模型中经验参数取值的依赖,需对辐解气体模型进行改进。基于对溶液中辐解气... 对瞬态临界事故的准确模拟是核燃料溶液系统临界安全评估的关键因素。现有的辐解气体模型经验参数较多,导致功率特性预测存在较大偏差。为提高模拟精度和避免对模型中经验参数取值的依赖,需对辐解气体模型进行改进。基于对溶液中辐解气体行为的分析和简化假设,建立了包含辐解气体浓度、辐解气泡单位体积物质量和气泡数量密度的守恒模型,并将其与点堆中子动力学模型和二维导热模型相耦合,开发了溶液系统二维瞬态分析程序,通过日本TRACY实验进行了验证。结果表明,程序模拟值与实验数据符合较好,程序模型能够准确模拟溶液系统临界事故的功率变化。 展开更多
关键词 核燃料溶液系统 临界安全 辐解气体模型
原文传递
可编程控制器(PLC)在MJTR堆厅吊车控制系统中的应用 被引量:3
11
作者 李自强 姬向东 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第1期64-66,90,共4页
介绍可编程控制器(PLC)在堆厅吊车(吊钩桥式起重机)控制系统中的应用。系统以PLC为核心,采用变频器和光电开关等器件,实现遥控、手动和自动对中功能。重点介绍孔道自动对中功能的程序设计。
关键词 可编程控制器 自动对中 PLC 控制系统 MJTR堆厅吊车 吊钩桥式起重机 核燃料装卸系统
下载PDF
大亚湾核电站反应堆堆芯定位系统改进研究 被引量:7
12
作者 陆秀生 王君 《电力设备》 2008年第12期60-62,共3页
文章分析大亚湾核电站核燃料装卸和储存系统升级改进前后反应堆堆芯定位原理,说明改进前后反应堆堆芯定位系统的特点。在分析改进后堆芯定位系统存在的问题的基础上,提出了经过验证的工程修改措施:包括机械调整,编码器标定和计算方法改... 文章分析大亚湾核电站核燃料装卸和储存系统升级改进前后反应堆堆芯定位原理,说明改进前后反应堆堆芯定位系统的特点。在分析改进后堆芯定位系统存在的问题的基础上,提出了经过验证的工程修改措施:包括机械调整,编码器标定和计算方法改进。同时提出了对运行维修的建议。 展开更多
关键词 核燃料装卸和储存系统 堆芯定位 燃料组件
下载PDF
Study of A Multi-criteria Evaluation Methodology for Nuclear Fuel Cycle System Based on Sustainability
13
作者 Hidekazu Yoshikawa 《工程科学(英文版)》 2006年第1期33-39,共7页
This paper presents a multi-criteria evaluation methodology for nuclear fuel cycle options in terms of energy sustainability. Starting from the general sustainability concept and the public acceptance questionnaire, a... This paper presents a multi-criteria evaluation methodology for nuclear fuel cycle options in terms of energy sustainability. Starting from the general sustainability concept and the public acceptance questionnaire, a set of indicators reflecting specific criteria for the evaluation of nuclear fuel cycle options are defined. Particular attention is devoted to the resource utility efficiency, environmental effect, human health hazard and economic effect, which represent the different concerns of different stakeholders. This methodology also integrated a special mathematic processing approach, namely the Extentics Evaluation Method, which quantifies the human being subjective perception to provide the intuitionistic judgement and comparison for different options. The once-through option and reprocessing option of nuclear fuel cycle are examined by using the proposed methodology. The assessment process and result can give us some guidance in nuclear fuel cycle evaluation under the constraint of limited data. 展开更多
关键词 核燃料循环系统 多标准评估方法论 主观感知 核能
下载PDF
A Comparison between Fossil and Nuclear Power Plants Pollutions and Their Environmental Effects
14
作者 F. Javidkia M. Hashemi-Tilehnoee V. Zabihi 《Journal of Energy and Power Engineering》 2011年第9期811-820,共10页
New researches on serious public health problems such as respiratory disease, heart attacks, and premature deaths, show the threat of air and environmental pollution on human's health. Exhausting greenhouse gases for... New researches on serious public health problems such as respiratory disease, heart attacks, and premature deaths, show the threat of air and environmental pollution on human's health. Exhausting greenhouse gases for electrical energy production in fossil fueled power plants is one of the major reasons of environmental pollutions. Increasing energy demand has made global concerns about the environmental pollutions of fossil power plants. In this article, fossil power plant productive pollutants such as Sulfur Dioxide, Mercury, and Carbon Dioxide, are investigated. On the other hand, nuclear power plant and its produced waste are discussed as the future power generation source. In this article, fossil and nuclear power plants are compared as power sources, pollutants, and their environmental effects. First, investigations are made on fossil power plants and their effects on environment and climate changes. On the other hand, nuclear power plants are discussed as a possible replacement for fossil power plants. In this part, effects of radiation on human health and environment like important nuclear accidents are investigated. This paper summarizes several types of power plants and it is deduced that the nuclear power plant is more clean energy producer in comparison to other power plants. 展开更多
关键词 Nuclear power plant fossil power plant environmental pollutions green energy.
下载PDF
Weight control in design of space nuclear reactor system 被引量:1
15
作者 WANG SanBing HE ChaoHui 《Science China(Technological Sciences)》 SCIE EI CAS 2013年第10期2594-2598,共5页
Space nuclear power system is the key technology for deep space exploration missions in the future, especially for space base building-up. This paper evaluates several typical latest space nuclear reactor system (SNR... Space nuclear power system is the key technology for deep space exploration missions in the future, especially for space base building-up. This paper evaluates several typical latest space nuclear reactor system (SNRS) designs, and finds that most of their weights are heavier than necessary. From the point of weight-control, the SA4 design is the best but its design is more complex than others. A newly designed SNRS, based on the SAFE400 model, uses annular fuel and has better performance, with a fuel mass lower than that of the SAFE400 prototype by 18.75%. Meanwhile, different from former opinions, the delay neutron fractions of SNRS are not constant and change with the different SNRS designs. Therefore, designs of SNRS not to count the delayed neutron fracture or directly to consider it as 0.00677 are not appropriate. 展开更多
关键词 RTG SNRs power density SAFE400 MCNPX
原文传递
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部