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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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Studies on Capacity Expansion of Fuel Plants for Nuclear Research Reactors
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作者 Miguel Luiz Miotto Negro Michelangelo Durazzo +3 位作者 Marco Aurélio de Mesquita Elita Fontenele Urano de Carvalho Roberto Navarro de Mesquita Delvonei Alves de Andrade 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2018年第2期38-53,共16页
The demand for nuclear fuel for research reactors is rising worldwide. Thus, the production facilities of this kind of fuel need reliable guidance on how to augment their production in order to meet the increasing dem... The demand for nuclear fuel for research reactors is rising worldwide. Thus, the production facilities of this kind of fuel need reliable guidance on how to augment their production in order to meet the increasing demand efficiently and safely. We proposed a specific procedure for increasing production capacity. That procedure was tested with data from a real plant, which produces plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al fuel. The test was made by means of discrete event simulation, and the results indicated the proposed procedure is efficient in raising production capacity. 展开更多
关键词 Fabrication of URANIUM SILICIDE fuel PLATE-TYPE fuel elements nuclear Research Reactors Production Capacity EXPANSION
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Complex FEM Based System of Computer Codes to Model Nuclear Fuel Rod Thermo-Mechanical Behavior
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作者 Martin Dostal Mojmir Valach Jiri Zymak 《材料科学与工程(中英文B版)》 2011年第3期323-331,共9页
关键词 热机械行为 计算机代码 核燃料棒 有限元法 代码系统 子模型 基础 行为建模
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弥散型核燃料的辐照-热-力耦合断裂相场法
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作者 尹耀得 于红军 《力学学报》 北大核心 2025年第1期173-182,共10页
弥散型核燃料作为第4代核电技术的重要组成部分,以其反应均匀、温度梯度小及高燃耗等显著优势,在核电领域展现出重要应用前景.随着核电站设计服役年限的延长,为防止核裂变产物的泄露,弥散型核燃料元件断裂和失效行为的预测更加重要.断... 弥散型核燃料作为第4代核电技术的重要组成部分,以其反应均匀、温度梯度小及高燃耗等显著优势,在核电领域展现出重要应用前景.随着核电站设计服役年限的延长,为防止核裂变产物的泄露,弥散型核燃料元件断裂和失效行为的预测更加重要.断裂相场法是近年发展起来的计算断裂力学方法,并在多物理场作用下的复杂介质断裂行为预测上取得了成功.首先基于连续介质热力学建立了辐照-热-力耦合断裂相场方法用以预测弥散型核燃料在辐照、热应力和机械载荷共同作用下的断裂及传热行为.随后,分别对压水堆坏境下的弥散型核燃料代表性单元及整板的断裂行为进行了数值仿真计算,获得了弥散型核燃料内部的温度场、裂纹相场和静水压力场.结果显示:均匀颗粒分布的弥散型核燃料具有较小的温度梯度;基体中未发现裂纹,结构损伤形式以燃料颗粒断裂为主,裂纹在燃料颗粒边缘萌生并向内部扩展.本研究可为弥散型核燃料元件的断裂行为预测提供有效的计算模拟方法和数值分析依据. 展开更多
关键词 断裂相场法 辐照-热-力耦合 弥散型核燃料 有限元模拟
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Finding an optimization of the plate element of Egyptian research reactor using genetic algorithm
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作者 WAHED Mohamed IBRAHIM Wesam EFFAT Ahmed 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2008年第5期314-320,共7页
The second Egyptian research reactor ET-RR-2 went critical on the 27th of November 1997.The National Center of Nuclear Safety and Radiation Control (NCNSRC) has the responsibility of the evaluation and assessment of t... The second Egyptian research reactor ET-RR-2 went critical on the 27th of November 1997.The National Center of Nuclear Safety and Radiation Control (NCNSRC) has the responsibility of the evaluation and assessment of the safety of this reactor.The purpose of this paper is to present an approach to optimization of the fuel element plate. For an efficient search through the solution space we use a multi objective genetic algorithm which allows us to identify a set of Pareto optimal solutions providing the decision maker with the complete spectrum of optimal solutions with respect to the various targets.The aim of this paper is to propose a new approach for optimizing the fuel element plate in the reactor.The fuel element plate is designed with a view to improve reliability and lifetime and it is one of the most important elements during the shut down.In this present paper,we present a conceptual design approach for fuel element plate,in conjunction with a genetic algorithm to obtain a fuel plate that maximizes a fitness value to optimize the safety design of the fuel plate. 展开更多
关键词 埃及核反应堆 遗传算法 燃料元件 核技术
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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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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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核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析
8
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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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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核燃料元件产品检验信息管理平台设计与应用 被引量:1
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作者 纪雪舟 卢正艳 《现代信息科技》 2024年第6期109-114,共6页
文章对核燃料元件制造过程中涉及的来料检验、在线检验、实验室检验、委外检验和定制检验等全部检验业务进行了研究,结合先进管理技术和数据库技术,构建了一套检验信息管理平台,实现了生产制造、检验分析和质量管理的系统集成和深度融... 文章对核燃料元件制造过程中涉及的来料检验、在线检验、实验室检验、委外检验和定制检验等全部检验业务进行了研究,结合先进管理技术和数据库技术,构建了一套检验信息管理平台,实现了生产制造、检验分析和质量管理的系统集成和深度融合。该产品检验信息管理平台设计了针对各类检验项目的数据采集、结果判定、质量放行和统计分析功能,在确保产品检验信息及时、准确和完整的前提下,极大提升了人员操作效率和质量管理深度,实现了对核燃料元件制造全过程的工艺追溯和质量管控。 展开更多
关键词 核燃料元件制造 产品检验 信息化管理平台
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基于动态贝叶斯网络的乏燃料后处理核应急情景分析
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作者 孙美兰 邹树梁 +1 位作者 徐守龙 陈甲华 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2024年第10期214-220,共7页
为提升乏燃料后处理核事故应急准备与响应能力,针对核事故应急演变路径的不确定性、情景分析在突发事件应急决策的重要性、演变过程的复杂性以及组织实施难等问题,构建基于知识元理论的乏燃料后处理核事故应急情景。选取事件、致灾体、... 为提升乏燃料后处理核事故应急准备与响应能力,针对核事故应急演变路径的不确定性、情景分析在突发事件应急决策的重要性、演变过程的复杂性以及组织实施难等问题,构建基于知识元理论的乏燃料后处理核事故应急情景。选取事件、致灾体、承灾体和应急响应为组成要素,建立基于动态贝叶斯网络(DBN)方法的乏燃料后处理核应急动态情景推演分析模型,计算关键情景的发生概率、推演情景的发展趋势、分析演化规律与路径。以马雅克乏燃料后处理厂的高放废液贮槽爆炸为例,开展基于知识元和DBN的乏燃料后处理核事故应急情景分析方法的过程推演,并分析结果。结果表明:应急冷却供水丧失发生的概率为73%,高放废液贮槽爆炸发生的概率为86%,放射性核素通过多种途径转移到动植物产品和饮用水发生的概率为87%,部分地区有长寿命放射性核素沉积发生的概率为89%,事件平息与消亡发生的概率为72%;事故污染空气、土壤、河流的发生概率分别为89%、85%、81%,对公众健康和安全有影响的发生概率为86%。情景演化过程与后处理贮槽爆炸事故应急发展,以及对公众、环境的影响一致,验证了该模型的可行性和有效性。 展开更多
关键词 动态贝叶斯网络(DBN) 乏燃料后处理 核事故应急 情景推演 知识元
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单节热离子型月面堆电源堆芯方案研究
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作者 王征 孙征 +1 位作者 侯丞 赵守智 《深空探测学报(中英文)》 CSCD 北大核心 2024年第5期435-443,共9页
核反应堆电源是月球科研站电力供应最重要选项之一。根据月球科研站的用电需求,给出了净电功率为40kWe,寿命为10a的单节热离子型月面核反应堆电源堆芯方案。由于单节热离子燃料元件既可以在地面完成燃料装载也可较为方便地在月面进行燃... 核反应堆电源是月球科研站电力供应最重要选项之一。根据月球科研站的用电需求,给出了净电功率为40kWe,寿命为10a的单节热离子型月面核反应堆电源堆芯方案。由于单节热离子燃料元件既可以在地面完成燃料装载也可较为方便地在月面进行燃料装载,提出两种不同燃料装载模式下的堆芯方案。通过燃料分区装载对堆芯方案进行了径向功率分布的优化,并对堆芯的功率分布、温度效应、转鼓与安全棒价值、燃耗及氢泄漏效应、反应性平衡以及特殊临界安全问题进行了计算分析。结果表明,两种堆芯方案均能满足中子学设计及特殊临界安全的要求且各有特点。研究成果可为月面堆电源堆芯方案的选择以及工作流程的制定提供参考。 展开更多
关键词 月球科研站 月面堆电源 单节热离子燃料元件 氢化钇 堆芯方案
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核热火箭发动机研制进展与关键技术
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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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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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基于氢工质热工循环的核热火箭发动机堆芯技术发展现状
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作者 邵明雪 李晓亮 +3 位作者 李小多 蔡开元 吴逊亮 丰松江 《固体火箭技术》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期593-603,共11页
核热推进是未来深空探测和星际航行的可靠技术方案。反应堆是核热火箭的能量来源,堆芯的功率分布/核燃料几何构型对氢工质的加热有直接影响,氢工质热工循环决定了核热火箭发动机的动力学品质。基于20世纪美国与前苏联/俄罗斯的典型反应... 核热推进是未来深空探测和星际航行的可靠技术方案。反应堆是核热火箭的能量来源,堆芯的功率分布/核燃料几何构型对氢工质的加热有直接影响,氢工质热工循环决定了核热火箭发动机的动力学品质。基于20世纪美国与前苏联/俄罗斯的典型反应堆方案的研究结果,综述了反应堆燃料元件模块化和低浓缩铀(LEU)化的发展趋势,概述了反应堆在新发展趋势下的技术路径:(1)调整反应堆内慢化剂元件的材料与体积分数;(2)优化反应堆内工质的传热流动特性。分析涉及到的燃料元件、简化模型,探究堆芯内燃料元件冷却剂通道结构的优化设计方案对反应堆出口参数的影响,为提高核热火箭发动机性能参数提供了新思路。 展开更多
关键词 核热火箭发动机 氢工质热工循环 模块化 低浓缩铀 燃料元件
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HTR-10产生石墨粉尘量的估算及其尺寸分布 被引量:23
16
作者 雒晓卫 于溯源 +1 位作者 张振声 何树延 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第2期203-208,共6页
在10MW高温气冷堆(HTR-10)中,由于石墨构件的磨损会产生石墨粉尘,将影响反应堆的正常运行。石墨粉尘的产生主要来自堆芯、卸料管和装料管3个部位。本文在石墨磨损试验的基础上,保守地估算了HTR-10在正常运行工况下石墨粉尘的产生量(大约... 在10MW高温气冷堆(HTR-10)中,由于石墨构件的磨损会产生石墨粉尘,将影响反应堆的正常运行。石墨粉尘的产生主要来自堆芯、卸料管和装料管3个部位。本文在石墨磨损试验的基础上,保守地估算了HTR-10在正常运行工况下石墨粉尘的产生量(大约为2.74kg/年)。通过质量加权平均,给出了石墨粉尘的体积、面积和直径分布函数。 展开更多
关键词 高温气冷堆 燃料元件 石墨 磨损 粒度分布
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外推-周期法测量ADS模拟装置的次临界度 被引量:9
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作者 夏普 史永谦 +3 位作者 李义国 朱庆福 郑伍钦 朱国盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第4期294-296,共3页
在ADS次临界中子学研究中,将次临界外堆法和超临界周期法相结合,实验测量了模拟ADS次临界装置中心布置不同缓冲区材料时的有效增殖因子keff和缓冲材料所相当的反应性。实验结果与其它实验方法的结果进行了比较,相互符合较好。
关键词 外推-周期法 测量 ADS模拟装置 次临界度 有效增殖因子 缓冲材料 反应性 加速器
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中子照相技术在核燃料元件无损检测中的应用 被引量:16
18
作者 魏国海 韩松柏 +8 位作者 陈东风 王洪立 郝丽杰 武梅梅 贺林峰 王雨 刘蕴韬 孙凯 赵志祥 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第11期821-826,共6页
本文介绍了中子照相作为一种无损检测技术在核燃料元件检测方面的优势,并对某些重要应用和取得的成果进行了介绍。中子照相可对未辐照的核燃料元件进行无损检测,如确定芯块235U富集度、检测燃料内可燃毒物、检测MOX型燃料内PuO2团簇;也... 本文介绍了中子照相作为一种无损检测技术在核燃料元件检测方面的优势,并对某些重要应用和取得的成果进行了介绍。中子照相可对未辐照的核燃料元件进行无损检测,如确定芯块235U富集度、检测燃料内可燃毒物、检测MOX型燃料内PuO2团簇;也可对辐照后具有放射性的燃料元件进行无损检测,如对压水堆、沸水堆、快堆等多种堆型乏燃料元件的内部缺陷进行检测,研究燃料元件包壳氢聚等。 展开更多
关键词 中子照相 核燃料元件 无损检测
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板状燃料堆芯流道阻塞事故分析 被引量:13
19
作者 李健全 陈晓明 李金才 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第1期76-79,共4页
应用RETRAN 0 2程序 ,结合一堆芯流道阻塞典型模型 ,计算了板状燃料堆芯发生流道阻塞事故时诸热工水力参数的瞬态变化 ,分析了事故工况下的物理过程 。
关键词 板状燃料 流道阻塞 RETRAN-02程序 事故分析 堆芯 冷却剂 核反应堆 热工水力特征
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蒙特卡罗方法用于HTR-10首次临界燃料装料预估的校算 被引量:9
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作者 经荥清 杨永伟 许云林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第1期28-34,共7页
在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR-10)首次临界前,达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务。为了确保物理设计的可靠性,引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR-10的特点对燃料元件和堆结构,设... 在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR-10)首次临界前,达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务。为了确保物理设计的可靠性,引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR-10的特点对燃料元件和堆结构,设计出近似而合理的MCNP描述;再选择合理的计算特征值问题的参数,包括跳过的周期数、每周期标定的源数目和得到特征值的周期数;研究燃料球结构的不同描述对keff的影响;确定较优的计算方案。该方案的计算结果表明,在27℃、空气气氛下,MCNP和VSOP程序预估的达到首次临界的总球数分别为16864个和16821个,相对误差为0.25%。HTR-10的首次临界实验表明,预估与实验的结果相对误差小于1.0%。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 首次临界 装料 VSOP程序 MCNP程序
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