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日本液态铅铋合金冷却快堆包壳和结构材料研究现状初探
被引量:
2
1
作者
邹岷
薛淑娟
《中国西部科技》
2003年第6期15-17,共3页
本文介绍日本在下一代快堆候选堆型——液态铅铋共晶合金冷却快堆的研究开发中,针对其关键问题之一——包壳和结构材料与液态铅铋合金冷却剂的高温相容性问题的研究现状和作者对此问题的思考,特别指出了解决现试验中的钢试样表面氧化保...
本文介绍日本在下一代快堆候选堆型——液态铅铋共晶合金冷却快堆的研究开发中,针对其关键问题之一——包壳和结构材料与液态铅铋合金冷却剂的高温相容性问题的研究现状和作者对此问题的思考,特别指出了解决现试验中的钢试样表面氧化保护膜的magnetie层致密化问题的必要性和实验研究途径。
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关键词
日本
液态
铅
铋
合金
冷却
剂
燃料包壳
结构材料
氧化保护膜
快
堆
冷却
剂
核燃料
magnetite层
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职称材料
重金属气溶胶在铅-铋冷却的快堆中的输运
2
作者
哈琳
《国外核新闻》
2002年第4期32-32,共1页
关键词
重
金属
气溶胶
快
堆
输运
冷却
剂
铅
铅
铋
合金
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职称材料
小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究
被引量:
7
3
作者
雷驰
吴宏春
+2 位作者
曹良志
周生诚
邵一穷
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第8期1451-1458,共8页
为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现...
为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。
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关键词
小型可运输长寿命
铅
铋
冷却
快
堆
蜂窝煤型燃料
液态
吸收体控制
系统
固定式可替换吸收体
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职称材料
六种第四代核反应堆概念
被引量:
4
4
作者
哈琳
《国外核新闻》
2003年第1期15-19,共5页
关键词
第四代核反应
堆
气冷
快
堆
系统
铅合金液态金属冷却快堆系统
熔盐反应
堆
系统
液态
钠
冷却
快
维
系统
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职称材料
先进核动力堆:全球开发工作的要点
5
作者
何建军
《国外核新闻》
1997年第12期8-13,共6页
关键词
核动力
许可证
电力公司
原子动力
反应
堆
运行
HTGR
非能动安全
系统
快
增殖
堆
快
中子反应
堆
日本原子能研究所
裂变材料
液态
金属
冷却
反应
堆
MFR
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职称材料
题名
日本液态铅铋合金冷却快堆包壳和结构材料研究现状初探
被引量:
2
1
作者
邹岷
薛淑娟
机构
中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室
出处
《中国西部科技》
2003年第6期15-17,共3页
文摘
本文介绍日本在下一代快堆候选堆型——液态铅铋共晶合金冷却快堆的研究开发中,针对其关键问题之一——包壳和结构材料与液态铅铋合金冷却剂的高温相容性问题的研究现状和作者对此问题的思考,特别指出了解决现试验中的钢试样表面氧化保护膜的magnetie层致密化问题的必要性和实验研究途径。
关键词
日本
液态
铅
铋
合金
冷却
剂
燃料包壳
结构材料
氧化保护膜
快
堆
冷却
剂
核燃料
magnetite层
分类号
TL343 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
重金属气溶胶在铅-铋冷却的快堆中的输运
2
作者
哈琳
出处
《国外核新闻》
2002年第4期32-32,共1页
关键词
重
金属
气溶胶
快
堆
输运
冷却
剂
铅
铅
铋
合金
分类号
TL343 [核科学技术—核技术及应用]
TL433 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究
被引量:
7
3
作者
雷驰
吴宏春
曹良志
周生诚
邵一穷
机构
西安交通大学核科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第8期1451-1458,共8页
基金
国家自然科学基金资助项目(11735011)
博士后创新人才支持计划资助项目(BX201700191)
文摘
为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。
关键词
小型可运输长寿命
铅
铋
冷却
快
堆
蜂窝煤型燃料
液态
吸收体控制
系统
固定式可替换吸收体
Keywords
small transportable long-life lead-bismuth cooled fast reactor
tube-in-duct fuel
liquid absorber control system
replaceable fixed absorber
分类号
TL32 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
六种第四代核反应堆概念
被引量:
4
4
作者
哈琳
出处
《国外核新闻》
2003年第1期15-19,共5页
关键词
第四代核反应
堆
气冷
快
堆
系统
铅合金液态金属冷却快堆系统
熔盐反应
堆
系统
液态
钠
冷却
快
维
系统
分类号
TL4 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
先进核动力堆:全球开发工作的要点
5
作者
何建军
出处
《国外核新闻》
1997年第12期8-13,共6页
关键词
核动力
许可证
电力公司
原子动力
反应
堆
运行
HTGR
非能动安全
系统
快
增殖
堆
快
中子反应
堆
日本原子能研究所
裂变材料
液态
金属
冷却
反应
堆
MFR
分类号
TL32 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
日本液态铅铋合金冷却快堆包壳和结构材料研究现状初探
邹岷
薛淑娟
《中国西部科技》
2003
2
下载PDF
职称材料
2
重金属气溶胶在铅-铋冷却的快堆中的输运
哈琳
《国外核新闻》
2002
0
下载PDF
职称材料
3
小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究
雷驰
吴宏春
曹良志
周生诚
邵一穷
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019
7
下载PDF
职称材料
4
六种第四代核反应堆概念
哈琳
《国外核新闻》
2003
4
下载PDF
职称材料
5
先进核动力堆:全球开发工作的要点
何建军
《国外核新闻》
1997
0
下载PDF
职称材料
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