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反射层对铀氢锆反应堆脉冲行为的影响研究
1
作者
孙晓博
安伟健
+2 位作者
胡古
解家春
赵守智
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第11期2021-2027,共7页
对于反射层价值相对较大的小型铀氢锆反应堆,反射层对脉冲动力学行为产生的影响不应忽略。为描述该影响,基于Cohn两点动力学模型建立了严格区分堆芯中子和反射层中子的两点脉冲模型,结合具体算例与单点脉冲模型和采用瞬发中子有效寿命...
对于反射层价值相对较大的小型铀氢锆反应堆,反射层对脉冲动力学行为产生的影响不应忽略。为描述该影响,基于Cohn两点动力学模型建立了严格区分堆芯中子和反射层中子的两点脉冲模型,结合具体算例与单点脉冲模型和采用瞬发中子有效寿命修正的单点脉冲模型进行比较。3种模型中单点脉冲模型仅适用于反射层极薄的特殊情况,其结果在大多数情况下与另两种模型有显著差异;修正的单点脉冲模型的结果在大多数情况下接近两点脉冲模型,但由于未考虑堆芯中子和反射层中子随时间变化的非同步性,因而在反射层较厚、引入初始反应性较大的情况下与两点脉冲模型存在明显差异;两点脉冲模型严格区分了堆芯中子和反射层中子,在小型铀氢锆堆的脉冲行为分析和引入巨大正反应性的严重事故分析时应使用此模型。
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关键词
铀氢锆反应堆
反射层影响
反应堆
动力学
下载PDF
职称材料
铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正
2
作者
阿景烨
王武尚
+3 位作者
张文首
陈达
陈伟时
王道华
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003年第3期197-200,共4页
反应堆中央孔道中子注量值是反应堆的重要指标,也是反应堆应用的重要参数。本文简要介绍了用锆箔法测定中央孔道中子注量的方法,着重讨论和分析了影响其测量准确度的几种主要因素,并给出了铀氢锆堆中央孔道中子注量的测量结果。
关键词
铀氢锆反应堆
中央孔道
中子注量
测量
下载PDF
职称材料
论解决核电安全问题的途径
被引量:
2
3
作者
钱积惠
张森如
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991年第4期1-8,共8页
从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆...
从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。
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关键词
核电安全
堆芯熔化
铀氢锆反应堆
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职称材料
题名
反射层对铀氢锆反应堆脉冲行为的影响研究
1
作者
孙晓博
安伟健
胡古
解家春
赵守智
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第11期2021-2027,共7页
文摘
对于反射层价值相对较大的小型铀氢锆反应堆,反射层对脉冲动力学行为产生的影响不应忽略。为描述该影响,基于Cohn两点动力学模型建立了严格区分堆芯中子和反射层中子的两点脉冲模型,结合具体算例与单点脉冲模型和采用瞬发中子有效寿命修正的单点脉冲模型进行比较。3种模型中单点脉冲模型仅适用于反射层极薄的特殊情况,其结果在大多数情况下与另两种模型有显著差异;修正的单点脉冲模型的结果在大多数情况下接近两点脉冲模型,但由于未考虑堆芯中子和反射层中子随时间变化的非同步性,因而在反射层较厚、引入初始反应性较大的情况下与两点脉冲模型存在明显差异;两点脉冲模型严格区分了堆芯中子和反射层中子,在小型铀氢锆堆的脉冲行为分析和引入巨大正反应性的严重事故分析时应使用此模型。
关键词
铀氢锆反应堆
反射层影响
反应堆
动力学
Keywords
uranium zirconium-hydride reactor
reflector effect
reactor kinetics
分类号
TL327 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正
2
作者
阿景烨
王武尚
张文首
陈达
陈伟时
王道华
机构
西北核技术研究所
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003年第3期197-200,共4页
文摘
反应堆中央孔道中子注量值是反应堆的重要指标,也是反应堆应用的重要参数。本文简要介绍了用锆箔法测定中央孔道中子注量的方法,着重讨论和分析了影响其测量准确度的几种主要因素,并给出了铀氢锆堆中央孔道中子注量的测量结果。
关键词
铀氢锆反应堆
中央孔道
中子注量
测量
Keywords
Measurements
Nuclear reactors
Uranium
Zirconium compounds
分类号
TL65 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
论解决核电安全问题的途径
被引量:
2
3
作者
钱积惠
张森如
机构
中国核动力研究设计院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991年第4期1-8,共8页
文摘
从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。
关键词
核电安全
堆芯熔化
铀氢锆反应堆
Keywords
Nuclear power safety, Core melt, U-ZrH reactor.
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
反射层对铀氢锆反应堆脉冲行为的影响研究
孙晓博
安伟健
胡古
解家春
赵守智
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017
0
下载PDF
职称材料
2
铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正
阿景烨
王武尚
张文首
陈达
陈伟时
王道华
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003
0
下载PDF
职称材料
3
论解决核电安全问题的途径
钱积惠
张森如
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1991
2
下载PDF
职称材料
已选择
0
条
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引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
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