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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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Indirect neutron radiography experiment on dummy nuclear fuel rods for pressurized water reactors at CMRR
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作者 Yong Sun Qi-Biao Wang +11 位作者 Peng-Cheng Li Ming Xia Bin Liu He-Yong Huo Wei Yin Yang Wu Sheng Wang Chao Cao Xin Yang Run-Dong Li Hang Li Bin Tang 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS 2024年第11期13-27,共15页
Nuclear energy is a vital source of clean energy that will continue to play an essential role in global energy production for future generations.Nuclear fuel rods are core components of nuclear power plants,and their ... Nuclear energy is a vital source of clean energy that will continue to play an essential role in global energy production for future generations.Nuclear fuel rods are core components of nuclear power plants,and their safe utilization is paramount.Due to its inherent high radioactivity,indirect neutron radiography(INR)is currently the only viable technology for irradiated nuclear fuel rods in the field of energy production.This study explores the experimental technique of indirect neutron computed tomography(INCT)for radioactive samples.This project includes the development of indium and dysprosium conversion screens of different thicknesses and conducts resolution tests to assess their performance.Moreover,pressurized water reactor(PWR)dummy nuclear fuel rods have been fabricated by self-developing substitute materials for cores and outsourcing of mechanical processing.Experimental research on the INR is performed using the developed dummy nuclear fuel rods.The sparse reconstruction technique is used to reconstruct the INR results of 120 pairs of dummy nuclear fuel rods at different angles,achieving a resolution of 0.8 mm for defect detection using INCT. 展开更多
关键词 Conversion screen Dysprosium Indirect neutron computed tomography Dummy nuclear fuel rods
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聚丙烯酸酯基耐刮擦涂层的制备与性能研究
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作者 潘晨阳 陈国星 +5 位作者 雷雅萍 段景 马帅 谭雨萌 郑嘉霖 徐一 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期62-67,共6页
核燃料棒作为核电堆芯的第二道放射性保护屏障,在安装过程中极易被固定格架划伤。而现有的核燃料棒防护涂层存在防护效果不佳、清洗不达标等难题。基于乳液聚合技术制备硬度和柔韧性均衡的丙烯酸乳胶,并制备水性耐刮擦涂料。结果显示:... 核燃料棒作为核电堆芯的第二道放射性保护屏障,在安装过程中极易被固定格架划伤。而现有的核燃料棒防护涂层存在防护效果不佳、清洗不达标等难题。基于乳液聚合技术制备硬度和柔韧性均衡的丙烯酸乳胶,并制备水性耐刮擦涂料。结果显示:涂料粒径分布较窄;涂层在200℃以下具有热稳定性,划痕形貌为韧性断裂,水接触角降低至48.66°;并且烘烤温度90℃烘烤时间30 min所得涂层耐刮擦性能和水洗性能达到最优。该涂层有望减少核燃料棒表面刮伤,助力我国核电事业安全发展。 展开更多
关键词 核燃料棒 涂层 聚丙烯酸酯 耐刮擦性 水洗性
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压水堆燃料棒UO_(2)燃料芯块与锆合金包壳化学相互作用层研究 被引量:1
4
作者 王华才 杨大伟 +3 位作者 程焕林 汤琪 王玮 钱进 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第9期103-110,共8页
反应堆运行期间,锆合金包壳与燃料接触后不断氧化,与燃料结合形成牢固的化学相互作用层,影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·t U^(-1)完整燃料棒为研究对象,利用金相显微镜(Meta... 反应堆运行期间,锆合金包壳与燃料接触后不断氧化,与燃料结合形成牢固的化学相互作用层,影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·t U^(-1)完整燃料棒为研究对象,利用金相显微镜(Metallographic Microscope)、扫描电子显微镜及能谱分析(Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy,SEM-EDS)和热室内拉曼光谱(Raman Spectroscopy)方法对其化学相互作用层形貌及结构进行分析,国内首次获得堆内辐照后包壳和芯块化学相互作用层相关分析数据。结果表明:运行至45 GWd·t U^(-1)燃耗后,燃料芯块与包壳间隙形成14~19μm的化学相互作用层,不同位置机械接触的时间顺序差异,导致作用层的不连续形成与长大。SEM-EDS结果表明,相互作用层呈“蠕虫”状形貌,且由U、Zr、O三元素构成形成混合相(U,Zr)O_(x)化合物,并且发现化学相互作用层由化学黏附和机械作用共同作用的结果。拉曼光谱显示,化学相互作用层主要由四方相氧化锆(t-ZrO_(2))和单斜相(m-ZrO_(2))相组成。 展开更多
关键词 压水堆核电站 完整燃料棒 化学相互作用层 化学黏附 (U Zr)O_(x)化合物
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反应性引入事故下PCMI现象的有限元模型研究
5
作者 赵心彤 《科学技术创新》 2023年第9期224-228,共5页
反应性引入事故(RIA)在反应堆内瞬间引入巨大的反应性,产生的瞬态功率脉冲使燃料芯块快速地膨胀。这种热膨胀使核燃料棒芯块包壳之间的间隙闭合后发生机械相互作用(PCMI),会造成燃料棒变形甚至失效。反应性引入事故无法在商业堆内开展实... 反应性引入事故(RIA)在反应堆内瞬间引入巨大的反应性,产生的瞬态功率脉冲使燃料芯块快速地膨胀。这种热膨胀使核燃料棒芯块包壳之间的间隙闭合后发生机械相互作用(PCMI),会造成燃料棒变形甚至失效。反应性引入事故无法在商业堆内开展实验,目前可用于模拟RIA的方法有三大类,分别是脉冲研究堆堆内试验、堆外模拟实验、程序模拟分析。这三种模拟RIA的方法中,使用基于有限元法开发的燃料瞬态性能分析程序模拟RIA下的PCMI是一种更容易实现、误差更小且性价比更高的模拟方法。本研究将重点对比介绍这三类模拟RIA的方法和有限元法模拟RIA下PCMI现象的基础模型。 展开更多
关键词 反应性引入事故 PCMI 有限元方法 核燃料棒
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核燃料元件模拟件的中子照相无损检测 被引量:8
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作者 魏国海 韩松柏 +5 位作者 贺林峰 王雨 王洪立 刘蕴韬 陈东风 赵志祥 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第7期35-41,共7页
中子照相可以对具有放射性的核燃料元件进行无损检测。本文采用核燃料元件模拟件在中国先进研究堆(CARR)中子束流水平孔道利用0.1mm厚的Dy中子转换屏配合工业X射线胶片获得成像,进行中子照相无损检测的模拟研究。利用检测成像发展了核... 中子照相可以对具有放射性的核燃料元件进行无损检测。本文采用核燃料元件模拟件在中国先进研究堆(CARR)中子束流水平孔道利用0.1mm厚的Dy中子转换屏配合工业X射线胶片获得成像,进行中子照相无损检测的模拟研究。利用检测成像发展了核燃料元件缺陷分析、包壳氢聚含量定量测量、芯块U-235富集度定量测量等成像分析方法,为真实核燃料元件的检测打下基础。 展开更多
关键词 中子照相 核燃料元件 无损检测 中国先进研究堆(CARR)
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核电用锆合金电阻对焊的研究进展 被引量:5
7
作者 林健 冯刚 +4 位作者 雷永平 季顺成 崔泰然 鲁立 梁振新 《北京工业大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第10期1078-1087,共10页
核电站反应堆正朝着高安全性、高燃耗及长运行周期发展.锆合金是关键的核燃料棒包壳材料,包壳管通过焊接方法与端塞形成连接,对燃料棒起到密封和隔绝作用.锆合金的高温性能,尤其是其焊接接头的服役性能是反应堆安全运行的重要保障.详细... 核电站反应堆正朝着高安全性、高燃耗及长运行周期发展.锆合金是关键的核燃料棒包壳材料,包壳管通过焊接方法与端塞形成连接,对燃料棒起到密封和隔绝作用.锆合金的高温性能,尤其是其焊接接头的服役性能是反应堆安全运行的重要保障.详细介绍了常用锆合金材料的物理、力学性能,涉及的锆合金包括国产化的Zr-4合金、N36合金和CZ合金.对锆合金管-端塞接头的焊接工艺方法进行了总结,重点阐述了近年来锆合金燃料棒包壳管与端塞接头的电阻对焊研究成果.总结了锆合金电阻对焊接头显微组织特征和服役性能,并对包壳管与端塞电阻对焊方法的研究方向进行了展望. 展开更多
关键词 核燃料棒 锆合金 管-端塞结构 电阻对焊 显微组织 力学性能
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兰州大学的中子发生器研制及应用展望 被引量:3
8
作者 姚泽恩 王俊润 +4 位作者 张宇 韦峥 卢小龙 徐大鹏 黑大千 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第9期1840-1852,共13页
1988年兰州大学成功研制了3×10^(12)s^(-1)的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,... 1988年兰州大学成功研制了3×10^(12)s^(-1)的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×10^(10)s^(-1),D-T中子产额大于5×10^(12)s^(-1)。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型(potential-driving model),并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室(TFGIC),并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型化中子应用技术系统的研发需求,兰州大学成功研制了长度984 mm、直径234 mm的紧凑型中子发生器,通过在引出加速电极和靶之间加电阻的方式产生偏置电场,实现对靶上二次电子的抑制。在自注入靶条件和150 keV氘束流能量下,D-D中子产额可大于5×10^(8)s^(-1),该中子发生器已具备产生D-T中子产额大于10^(10)s^(-1)量级的潜力。完成了基于紧凑型D-T中子发生器的快中子准直屏蔽体的设计,并研发了基于微通道板的快中子成像探测器,初步D-T快中成像测试显示,图像空间分辨率约为500μm。开展了基于紧凑型D-D中子发生器的核燃料棒^(235)U富集度及均匀性检测系统研发,仿真研究表明,在D-D中子产额5×10^(8)s^(-1)条件下,对核燃料棒中10%范围内的^(235)U富集度相对变化的检测置信度可达到99%。 展开更多
关键词 中子发生器 中子核数据 裂变物理 快中子照相 235 U富集度检测 燃料棒
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国产压水堆核电站40 GW·d/tU乏燃料棒金相检验 被引量:7
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作者 钱进 卞伟 +2 位作者 郭丽娜 郭一帆 梁政强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期420-426,共7页
为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施(303热室)对燃耗为40GW·d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯... 为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施(303热室)对燃耗为40GW·d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯块-包壳相互作用状况等。金相检验结果表明:40GW·d/tU燃耗下,芯块未发生明显的轮廓变化,气孔率为3.3%~5.8%,晶粒组织为等轴晶,平均晶粒尺寸为7.2μm;Zr合金最大水侧氧化膜厚度为23μm,氢化物分布和含量正常,最大氢含量约为150μg/g,同时不同部位的包壳氢含量与水侧氧化膜厚度基本呈线性关系,水侧腐蚀处于正常水平;包壳内壁有局部轻微腐蚀,包壳与芯块之间存在间隙,未发生包壳与芯块相互作用情况。 展开更多
关键词 压水堆核电站 乏燃料棒 高燃耗 辐照后检验 金相检验
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基于ANSYS的核电用燃料棒的特种焊接电场效应分析 被引量:1
10
作者 林祖伟 陈方泉 +2 位作者 梁国伟 郭旭林 杨通高 《上海大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2010年第2期147-151,共5页
根据有限元法建立利用特种压力电阻焊制造的核电用燃料棒的三维电场分析模型,通过理论分析及程序模拟计算,得出该燃料棒在特定的试验模拟参数下的电场分布规律.利用ANSYS的模拟结果与真实测试结果进行比较,验证了计算结果的可靠性.
关键词 有限元法 压力电阻焊 燃料棒 电场分布
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200MW核供热堆含钆可燃毒物棒 被引量:3
11
作者 徐勇 张帏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期200-204,208,共6页
介绍了轻水堆可燃毒物的发展和钆可燃毒物的各种性能。采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序FRAPCON2,分析了200MW核供热堆(NHR200)采用含钆可燃毒物棒(钆棒)的各种设计考虑,并根据其设计参数,对不同含... 介绍了轻水堆可燃毒物的发展和钆可燃毒物的各种性能。采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序FRAPCON2,分析了200MW核供热堆(NHR200)采用含钆可燃毒物棒(钆棒)的各种设计考虑,并根据其设计参数,对不同含钆量的可燃毒物棒进行了稳态工况的性能分析。结果表明,NHR200含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计要求,并且有较大的安全裕度。值得注意的是,由于钆是强中子吸收剂,存在着自屏效应,引起钆棒径向功率分布随时间变化,造成芯块中心温度峰值更高,其结果造成相同功率的钆棒比普通燃料棒危险。 展开更多
关键词 核供热堆 可燃毒物 含钆可燃毒物棒
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高通量工程试验堆物理计算方法的研究 被引量:3
12
作者 廖承奎 谢仲生 +3 位作者 尹邦华 孙寿华 彭风 唐学仁 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2000年第1期39-46,共8页
研究了高通量工程试验堆堆芯栅元计算模型 ,特别是多层套管燃料组件的计算模型 ;提出了控制棒扩散系数修正方法 ;开发了栅元计算程序WIMS D4 CNPRI和六角形堆芯扩散计算程序CITATION/SIXTUS 2 / 3软件包 ,并成功的将它们用于高通量工... 研究了高通量工程试验堆堆芯栅元计算模型 ,特别是多层套管燃料组件的计算模型 ;提出了控制棒扩散系数修正方法 ;开发了栅元计算程序WIMS D4 CNPRI和六角形堆芯扩散计算程序CITATION/SIXTUS 2 / 3软件包 ,并成功的将它们用于高通量工程试验堆的物理计算。 展开更多
关键词 控制棒 软件包 燃料组件 核设计 工程试验堆
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采用哑棒修复燃料组件的核特性分析方法及其工程应用 被引量:3
13
作者 曹泓 杨庆湘 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第4期332-338,共7页
在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒... 在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。 展开更多
关键词 哑棒 修复燃料组件 核特性
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核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计
14
作者 魏国海 韩松柏 +5 位作者 贺林峰 王雨 王洪立 刘蕴韬 陈东风 赵志祥 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第6期77-81,共5页
核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进... 核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。 展开更多
关键词 无损检测 中子照相 核燃料元件 转移容器
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岭澳核电站混合堆芯落棒事故分析 被引量:3
15
作者 张世顺 周洲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第S1期19-23,共5页
岭澳核电站从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料235U的富集度。因此,大亚湾核电运营管理有限责任公司于2001年开始进行岭澳混合堆芯项目的论证。本文用SCIENCE、ESPADON、CINEMA、CANTAL、FLICA等分析工具... 岭澳核电站从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料235U的富集度。因此,大亚湾核电运营管理有限责任公司于2001年开始进行岭澳混合堆芯项目的论证。本文用SCIENCE、ESPADON、CINEMA、CANTAL、FLICA等分析工具对混合堆芯提高燃料富集度的落棒事故进行了分析。分析结果表明,在落棒事故条件下的最小DNBR值满足设计限值。 展开更多
关键词 岭澳核电站 混合堆芯 落棒事故 燃料富集度 DNBR
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使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆概念核设计 被引量:2
16
作者 蔡德昌 王侃 姚增华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第5期385-389,共5页
计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了135Xe,149Sm和241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案。从核设计的角度... 计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了135Xe,149Sm和241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案。从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性。 展开更多
关键词 乏燃料池式堆 循环长度 水铀比 乏燃料冷却时间
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焊接核燃料棒的TIG焊接电源
17
作者 陶兆胜 《电焊机》 2008年第7期64-66,共3页
论述的TIG焊接电源是应用在核燃料棒端塞焊接的专用焊接电源。介绍了这种电源的工作原理,其中包括了晶体管弧焊电源的工作原理以及高频引弧器的工作原理。并对焊接设备的总体结构和总体电路做了说明。该电源系统的设计成功地解决了普通... 论述的TIG焊接电源是应用在核燃料棒端塞焊接的专用焊接电源。介绍了这种电源的工作原理,其中包括了晶体管弧焊电源的工作原理以及高频引弧器的工作原理。并对焊接设备的总体结构和总体电路做了说明。该电源系统的设计成功地解决了普通TIG焊接电源存在的引弧困难、电网电压波动大、电流控制精度低等问题。 展开更多
关键词 钨极氩孤焊机 焊接电源 核燃料棒
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核燃料包壳外涂层直流电位法缺陷检测电路设计 被引量:1
18
作者 杜佳 陈文光 彭媛媛 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2021年第5期866-872,共7页
锆合金包壳管是核燃料棒最基本的组成部分,其外壳涂有一层陶瓷氧化膜涂层用于提升耐磨和力学强度。为了能有效检测外层陶瓷氧化膜缺陷情况,本论文提出一种在直流激励下对膜层不同两点间的电位差来表征缺陷情况,采用Buck电路和线性稳压... 锆合金包壳管是核燃料棒最基本的组成部分,其外壳涂有一层陶瓷氧化膜涂层用于提升耐磨和力学强度。为了能有效检测外层陶瓷氧化膜缺陷情况,本论文提出一种在直流激励下对膜层不同两点间的电位差来表征缺陷情况,采用Buck电路和线性稳压电路相结合的拓扑结构,实现0~100 V,精度为0.5%可程控调节的直流激励源,再通过ADA4625芯片对被测试件表面的纳安级电流进行检测;并对测童的数据进行多项式拟合,以此来进一步表征缺陷情况。并通过大阻值样品进行了验证,结果证明该方法和检测电路符合锆合金表面陶瓷表面膜层检测的要求。 展开更多
关键词 核燃料棒 陶瓷氧化膜 缺陷检测 电位差
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新型无源法核燃料棒^(235)U富集度检测系统研制 被引量:10
19
作者 张雷 王长虹 +2 位作者 刘明 马金波 李铁成 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第6期619-624,共6页
介绍了新型无源法核燃料棒^(235)U富集度检测系统的研制,该系统采用4通道多探测器设计,能在核燃料棒匀速通过检测体时有效探测核燃料芯块中^(235)U核素自发衰变产生的γ射线,实时生成^(235)U富集度分布图谱,进而判断各通道核燃料棒质量... 介绍了新型无源法核燃料棒^(235)U富集度检测系统的研制,该系统采用4通道多探测器设计,能在核燃料棒匀速通过检测体时有效探测核燃料芯块中^(235)U核素自发衰变产生的γ射线,实时生成^(235)U富集度分布图谱,进而判断各通道核燃料棒质量是否合格并实现好坏料自动分选。该系统经实验验证在单通道检测速度为1 m/min时,能够准确测量核燃料棒^(235)U富集度值并判断棒中是否混有异常芯块。该系统已应用于核燃料元件生产线上。 展开更多
关键词 核燃料棒 无源法 富集度检测 多探测器 自动分选
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核燃料棒α表面污染在线检测系统设计
20
作者 袁平 李铁成 +5 位作者 刘明 梁珺成 张雷 何永堂 马金波 于团结 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2021年第1期162-167,共6页
设计了一套用于核燃料棒α表面污染的在线检测系统。该系统使用ZnS闪烁体探测器,通过检测燃料棒表面污染物自发衰变产生的α射线,能自动得到燃料棒表面的分段污染水平和全棒平均污染水平,并根据设定的阈值自动判断是否报警。该系统目前... 设计了一套用于核燃料棒α表面污染的在线检测系统。该系统使用ZnS闪烁体探测器,通过检测燃料棒表面污染物自发衰变产生的α射线,能自动得到燃料棒表面的分段污染水平和全棒平均污染水平,并根据设定的阈值自动判断是否报警。该系统目前已成功用于核燃料棒实验生产线。 展开更多
关键词 ZnS闪烁体探测器 α表面污染 核燃料棒 在线检测
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