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Simulation of the Traweling Wave Burning Regime on Epithermal Neutrons
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作者 Viktor Tarasov Serhiy Chernezhenko +1 位作者 Iryna Korduba Volodymyr Vashchenko 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2023年第4期73-90,共18页
New results of two computer experiments on modeling of superthermal neutron-nuclear combustion of natural uranium for two different flux densities of external neutron source and duration of half a year each are presen... New results of two computer experiments on modeling of superthermal neutron-nuclear combustion of natural uranium for two different flux densities of external neutron source and duration of half a year each are presented. The simulation results demonstrate the dependence of the autowave combustion modes on the parameters of the external source. 展开更多
关键词 Wave reactor Computer Modeling neutron Nuclear Combustion neutron thermal Spectrum Natural Uranium Combustion
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微型铅铋反应堆小型化与轻量化设计优化方法研究
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作者 刘紫静 赵鹏程 李琼 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第11期2299-2309,共11页
微型铅铋反应堆在实现核能综合利用方面具有独特优势,是未来可移动能源供给技术的重要选项,其小型化和轻量化是提高铅铋核动力装置总体性能的源头和关键。本文针对微型铅铋反应堆小型化和轻量化设计优化中的多物理、多变量、多约束耦合... 微型铅铋反应堆在实现核能综合利用方面具有独特优势,是未来可移动能源供给技术的重要选项,其小型化和轻量化是提高铅铋核动力装置总体性能的源头和关键。本文针对微型铅铋反应堆小型化和轻量化设计优化中的多物理、多变量、多约束耦合影响难题,首先通过分析燃料/冷却剂、固体慢化剂/反射层材料对堆芯临界尺寸及质量的影响开展了燃料/材料选型,然后采用自主开发的铅铋反应堆多物理智能设计优化平台DOPPLER开展了堆芯多因素协同优化设计,提出了一种小型化与轻量化的5 MWt微型铅铋反应堆概念设计方案MILLER-5,堆内装载核燃料139.8 kg,功率密度为114.8 W/cm^(3),换料周期为1000 d,堆芯具备平稳的反应性波动与平坦的功率分布,反应性系数均为负值,且稳态热工安全裕量较大。 展开更多
关键词 铅铋反应堆 小型化 轻量化 优化设计 物理热工特性
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反射中子对金属快中子脉冲堆特性参数的影响研究
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作者 郭树伟 陈珍平 +6 位作者 江新标 李达 张科营 张信一 王立鹏 谢金森 于涛 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期121-128,共8页
快中子脉冲堆对墙壁反射中子比较敏感,反射中子会改变快中子脉冲堆波形,当反射中子较多时可能会对脉冲堆的运行安全造成不利影响。本文建立了考虑墙壁反射中子效应的点堆动力学方法、蒙特卡罗中子学计算方法和ANSYS热力学计算方法三者... 快中子脉冲堆对墙壁反射中子比较敏感,反射中子会改变快中子脉冲堆波形,当反射中子较多时可能会对脉冲堆的运行安全造成不利影响。本文建立了考虑墙壁反射中子效应的点堆动力学方法、蒙特卡罗中子学计算方法和ANSYS热力学计算方法三者耦合的“核-热-力”耦合方法,并对含有墙壁反射中子效应的快中子脉冲堆Godiva-Ⅰ瞬态过程进行分析。结果表明:反射中子使脉冲后沿提高,使冲坪时的反应性变低,使堆芯位移、应力有所提高。 展开更多
关键词 快中子脉冲堆 反射中子 核热力耦合 点堆动力学 安全分析
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堆外核测量系统裂变电离室线性响应研究
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作者 邱顺利 董进诚 +9 位作者 葛孟团 肖伟 孙光智 周宇琳 曾乐 刘海峰 翟春荣 汤仲鸣 石先武 刘文臻 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2024年第3期454-463,共10页
为满足先进反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道灵敏度高、探测器灵敏区长、反应堆线性响应好的需求,采用多支灵敏区长度具有一定比例关系、同时机械结构完全相同的裂变电离室,进行热中子灵敏度标定和反应堆线性响应研究,以为核电厂... 为满足先进反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道灵敏度高、探测器灵敏区长、反应堆线性响应好的需求,采用多支灵敏区长度具有一定比例关系、同时机械结构完全相同的裂变电离室,进行热中子灵敏度标定和反应堆线性响应研究,以为核电厂实际所需长灵敏区裂变电离室提供一种在现有试验堆条件下进行其核性能试验的方法。通过测量不同灵敏区长度的裂变电离室热中子灵敏度和反应堆高中字注量率下的线性响应,对其热中子灵敏度随灵敏区长度的线性变化和反应堆线性响应进行试验验证。测量结果表明,裂变电离室热中子灵敏度随灵敏区长度呈线性关系,且在反应堆热中子注量率1.23×10^(2)~3.10×10^(10)nv(1nv=1n·cm^(-2)·s^(-1))范围内进行计数率模式和MSV模式线性拟合,裂变电离室最大线性度为-1.23%。 展开更多
关键词 堆外核测量系统 裂变电离室 反应堆线性响应 热中子灵敏度 线性度
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基于新型泳池式研究堆BNCT中子束流装置方案设计研究
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作者 梁松 陈晓亮 +1 位作者 左亚杰 徐健平 《同位素》 CAS 2024年第3期245-253,共9页
本研究基于新型泳池式研究堆设计方案,开展了硼中子俘获治疗(BNCT)能谱可变中子束流装置的初步方案设计。根据新型泳池堆堆芯结构,采用屏蔽体及准直器组合方式,对BNCT的中子慢化层、热中子吸收层、伽马屏蔽层以及中子准直器进行了分析... 本研究基于新型泳池式研究堆设计方案,开展了硼中子俘获治疗(BNCT)能谱可变中子束流装置的初步方案设计。根据新型泳池堆堆芯结构,采用屏蔽体及准直器组合方式,对BNCT的中子慢化层、热中子吸收层、伽马屏蔽层以及中子准直器进行了分析计算及优化,在不增加中子引出束流孔道数量的前提下,实现了超热中子及热中子BNCT束流的切换,通过理论计算分析确定了两种装置的中子束流特性,超热/热中子通量密度、单位快中子剂量、单位光子剂量、热中子通量占比等参数均符合IAEA-TECDOC-1223报告的BNCT推荐参考标准,可用于不同能量需求的硼中子俘获治疗,为新型多功能泳池堆的应用及推广提供了技术支持。 展开更多
关键词 新型泳池式研究堆 硼中子俘获治疗 超热中子束流装置 热中子束流装置
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KRUSTY-HEU热管空间堆体积优化及热力耦合特性研究
6
作者 张开辉 庄坤 +4 位作者 张欣欣 王森山 邓丽娜 王永战 王莹桢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1250-1260,共11页
空间热管堆具有小型化、长寿期、环境适应性强等优点,在航天领域中有广阔的应用前景。本文针对由洛斯阿拉莫斯国家实验室提出的高富集度热管空间堆高浓缩铀方案KRUSTY-HEU,在保持反应性不变的前提下,通过添加慢化剂材料的方法进行体积优... 空间热管堆具有小型化、长寿期、环境适应性强等优点,在航天领域中有广阔的应用前景。本文针对由洛斯阿拉莫斯国家实验室提出的高富集度热管空间堆高浓缩铀方案KRUSTY-HEU,在保持反应性不变的前提下,通过添加慢化剂材料的方法进行体积优化,减小控制棒的体积并降低反射层厚度,用以降低航天器的发射成本和发射载荷。在慢化剂布置方面,本文提出了芯块内层添加慢化剂、芯块内部中间层添加慢化剂和慢化剂与燃料弥散3种方案,并对反应性和安全性进行对比。结果表明,芯块内层添加慢化剂方案优于其他两种方案,最低的反射层厚度为8.69 cm,较之前降低了3.11 cm,体积降低了约30%。针对优化后的方案进行了中子学和热力学分析,结果表明温度对反应性影响较小且移动反射层能够很好地控制反应性,同时燃耗引起的反应性损失较小。在正常运行时,堆芯温度和热位移与之前相差不大,热应力最大处为慢化剂和芯块的交界面,超过了堆芯材料屈服极限。通过在慢化剂和芯块间添加间隙,在材料屈服极限内有效地降低了热应力。单管失效分析表明堆芯温度、位移和热应力发生变化,但未影响其安全性。综上所述,本文提出的芯块内层添加慢化剂方案可有效降低KRUSTY-HEU的体积,热力耦合特性表明优化后的堆芯仍具有较高的安全性和稳定性。 展开更多
关键词 空间堆 KRUSTY HEU 中子物理学 热力耦合分析
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基于氧化腐蚀行为的铅铋堆燃料组件多物理耦合特性研究
7
作者 季旭 柴翔 +1 位作者 张乐福 刘晓晶 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期2139-2152,共14页
氧是铅铋堆中最具应用潜力的非金属缓蚀剂,在冷却剂中添加一定浓度的氧,可在结构材料表面生成保护性氧化膜,可以极大程度上缓解液态铅铋对结构材料的腐蚀。在铅铋堆中,氧化层的生长-去除行为受温度、氧浓度、冷却剂流速、时间等多种因... 氧是铅铋堆中最具应用潜力的非金属缓蚀剂,在冷却剂中添加一定浓度的氧,可在结构材料表面生成保护性氧化膜,可以极大程度上缓解液态铅铋对结构材料的腐蚀。在铅铋堆中,氧化层的生长-去除行为受温度、氧浓度、冷却剂流速、时间等多种因素影响,同时氧化层的生长也改变了堆芯的热工水力特性和中子物理参数,因此,研究铅铋堆的氧化腐蚀场、热工水力场和中子物理场的耦合作用对铅铋堆应用有重要意义。本文基于MOOSE(面向对象的多物理场仿真环境)平台搭建了核-热-材多物理场耦合框架,开展了铅铋堆在基准工况下的核-热-材耦合分析,并研究了氧浓度和冷却剂入口温度对关键耦合参数时序变化规律和氧化层分布的影响。结果表明,基准工况下氧化腐蚀10 000 h后,燃料组件包壳表面的氧化层平均厚度约为9.86μm,燃料最大温升为13.36 K,k_(eff)下降7 pcm;氧浓度升高可以极有效地抑制磁铁矿溶解,但达到一定浓度后氧浓度的升高对Fe-Cr尖晶石的生长促进作用较小;冷却剂入口温度的升高会导致组件中心处包壳壁面的磁铁矿去除速率增大,并且可以大幅促进Fe-Cr尖晶石的生长。 展开更多
关键词 核-热-材耦合 氧化腐蚀 铅铋堆 燃料组件 面向对象的多物理场仿真环境
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Determination of Major, Minor and Trace Element Compositions of the Gd<sub>2</sub>O<sub>2</sub>S:Pr,Ce Scintillation Ceramics with Neutron Activation Analysis
8
作者 Vladimir G. Zinovyev Ivan A. Mitropolskiy +6 位作者 Yuriy E. Loginov Georgiy I. Shulyak Tatyana M. Tyukavina Sergey L. Saharov Sergey V. Kosianenko Elena I. Gorokhova Vladimir A. Demidenko 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2014年第3期139-147,共9页
Neutron activation analysis technique of the Gd2O2S:М scintillation ceramics was developed. The concentrations of 15 trace, minor and major elements (As, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, La, Sc, Tb, Zn, Zr, Pr, Gd, Na) have b... Neutron activation analysis technique of the Gd2O2S:М scintillation ceramics was developed. The concentrations of 15 trace, minor and major elements (As, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, La, Sc, Tb, Zn, Zr, Pr, Gd, Na) have been measured with the instrumental neutron activation analysis of the Gd2O2S:Pr sample. The concentrations range of the determined elements is from 3 × 10-8 to 2.0% in mass. The determination limit of the elements was calculated to be (0.6 - 1.3 × 10-8% in mass). 展开更多
关键词 neutron Activation Analysis NUCLEAR Reaction Trace Elements thermal neutron Flux NUCLEAR reactor
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兆瓦级大型天基核动力系统方案设计研究 被引量:1
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作者 文青龙 秦晟 +1 位作者 段振刚 张瑞谦 《新能源科技》 2023年第2期7-13,47,共8页
轨道和行星探索任务需要强大、可靠和耐用的能量,而空间核反应堆是空间推进能量密度最高的方式之一。文章提出了一种新型兆瓦级天基核动力系统的概念设计,热源采用功率为3.6 MW的快中子能谱反应堆,堆芯由氦氙(He-Xe)混合气体进行冷却,... 轨道和行星探索任务需要强大、可靠和耐用的能量,而空间核反应堆是空间推进能量密度最高的方式之一。文章提出了一种新型兆瓦级天基核动力系统的概念设计,热源采用功率为3.6 MW的快中子能谱反应堆,堆芯由氦氙(He-Xe)混合气体进行冷却,采用以He-Xe为工质的双环路闭式布雷顿系统进行能量转换,此外还开展了废热排放关键设备的结构设计以及全系统关键结构材料的设计和初步选型。研究结果表明,该系统反应堆可顺利达到临界且可满足10年以上的燃耗,流量分配后温度展平效果好,堆芯出口最大温度差91.08℃。热电转换效率为37.42%,剂量平面内的辐射剂量满足容许计限。 展开更多
关键词 氦氙反应堆 中子物理 热工水力 能量转换 废热排放
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氟锂铍熔盐热中子散射效应对熔盐堆中子学性能的影响 被引量:1
10
作者 张志成 胡继峰 +1 位作者 陈金根 蔡翔舟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第7期118-124,共7页
氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆... 氟锂铍(FLiBe)熔盐作为液态熔盐堆的冷却剂和载体盐,具有一定的慢化性能,其热中子散射数据影响熔盐堆的中子学性能,进而影响熔盐堆物理设计和安全运行。基于通用蒙特卡罗粒子输运程序分析了液态FLiBe熔盐的热中子散射数据对65 MW熔盐堆堆芯中子能谱、不同能谱下有效增殖因数k_(eff)、核素反应率、温度反应性系数等中子学性能的影响。研究结果表明:考虑FLiBe熔盐热散射效应,堆芯中子能谱变硬,导致~(235)U裂变反应率和k_(eff)变小,燃料的温度反应性系数中多普勒系数减小0.28×10~(-5) K~(-1),而密度反应性系数几乎无变化。当堆芯由热谱转变为相对较快的中子能谱时,FLiBe熔盐热散射效应导致~(235)U裂变率减少的变化量降低,k_(eff)的下降幅度从9.2×10~(-4)变为2×10~(-4)。因此,熔盐堆堆芯物理计算需开展FLiBe熔盐的热中子散射数据影响的量化。 展开更多
关键词 熔盐堆 氟锂铍熔盐 热中子散射截面 有效增殖因数
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TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应研究 被引量:1
11
作者 时运达 孙征 +3 位作者 杨睿 胡彬和 安伟健 赵守智 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期583-590,共8页
TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式,系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值,并导致了全堆的温度系数也是正值,这... TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式,系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值,并导致了全堆的温度系数也是正值,这对反应性控制系统的可靠性提出了很高要求,因而有必要对其产生的机理进行详细的研究。采用MCNP程序构建了TOPAZ-Ⅱ反应堆堆芯三维精确几何模型,从中子能谱的变化、中子平衡关系的变化以及中子循环因子的变化3个方面详细分析了TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应产生的原因。通过设计验证算例验证了分析的正确性,并找到了可减小慢化剂正温度效应的方法,为未来热离子反应堆的优化设计提供了一个指导方向。 展开更多
关键词 温度系数 能谱硬化 氢化锆 固体慢化剂 空间自屏效应 热中子利用系数 空间堆
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CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用
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作者 董正阳 刘凯 +3 位作者 王明军 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期45-55,共11页
核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对... 核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。 展开更多
关键词 OPENFOAM 压水堆堆芯 中子扩散 核热耦合 杂质沉积
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反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述 被引量:1
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作者 王钦 马占军 +1 位作者 王金成 丁铭 《核安全》 2023年第2期52-58,共7页
在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。 展开更多
关键词 物理热工耦合数值仿真 反应堆安全分析 核热耦合现象 松耦合 外耦合
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Parameters measurement for the thermal neutron beam in the thermal column hole of Xi'an pulse reactor 被引量:2
14
作者 ShuHuan Liu XinBiao Jiang +5 位作者 YunHong Zhong QingYu Yu WenShou Zhang Kai Wang Jun Yang YingLin Wang 《Science China(Technological Sciences)》 SCIE EI CAS 2010年第5期1220-1224,共5页
The distribution of the neutron spectra in the thermal column hole of Xi'an pulse reactor was measured with the time-of-flight method.Compared with the thermal Maxwellian theory neutron spectra,the thermal neutron... The distribution of the neutron spectra in the thermal column hole of Xi'an pulse reactor was measured with the time-of-flight method.Compared with the thermal Maxwellian theory neutron spectra,the thermal neutron spectra measured is a little softer,and the average neutron energy of the experimental spectra is about 0.042±0.01 eV.The thermal neutron fluence rate at the front end of thermal column hole,measured with gold foil activation techniques,is about 1.18×105 cm-2 s-1.The standard uncertainty of the measured thermal neutron fluence is about 3%.The spectra-averaged cross section of 197Au(n,γ) determined by the experimental thermal neutron spectra is(92.8±0.93) ×10-24 cm2. 展开更多
关键词 thermal neutron spectra TIME-OF-FLIGHT method neutron FLUENCE reactor
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核能技术方向研究及发展路线图 被引量:23
15
作者 杜祥琬 叶奇蓁 +6 位作者 徐銤 万元熙 彭先觉 苏罡 杨勇 高翔 师学明 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2018年第3期17-24,共8页
笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线... 笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线图。建议以第三代自主压水堆为依托,安全、高效、规模化发展核能;加快第四代核能系统研发,解决核燃料增殖与高水平放射性核素嬗变;积极发展模块化小堆,开拓核能应用范围;努力探索聚变能源。预期到2030年核电运行1.5×10~8 kW,在建5×10~7 kW;到2050年快堆和压水堆匹配发展。我国核能发展存在前端和后端能力不足、核心技术研发力量分散、竞争大于合作的局面,建议整合国内资源,组建核能国家实验室,集中力量推进我国核能产业健康、快速发展。 展开更多
关键词 核能 热堆 第四代核能系统 受控核聚变 发展路线图
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飞行时间法测量脉冲堆热柱孔道热中子能谱 被引量:2
16
作者 刘书焕 江新标 +8 位作者 于青玉 仲云红 张文首 王凯 杨军 王应林 张继红 方绍辉 周辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第B09期9-14,共6页
文章介绍飞行时间法测量中子能谱的基本原理,给出脉冲堆热柱孔道飞行时间谱测量实验的系统设计及时间谱测量结果,利用自行研制的解谱程序求解飞行时间法测量的热柱孔道热中子能谱分布。结果表明,测量能谱较Thermal Maxwellian理论谱... 文章介绍飞行时间法测量中子能谱的基本原理,给出脉冲堆热柱孔道飞行时间谱测量实验的系统设计及时间谱测量结果,利用自行研制的解谱程序求解飞行时间法测量的热柱孔道热中子能谱分布。结果表明,测量能谱较Thermal Maxwellian理论谱偏软,谱峰对应的中子能量为(24.8±7.2)meV。 展开更多
关键词 飞行时间法 热中子能谱 脉冲堆
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西安脉冲堆热柱孔道中子束流参数测量 被引量:1
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作者 刘书焕 江新标 +7 位作者 于青玉 仲云红 张文首 张继红 杨军 王应林 王凯 方绍辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第4期1-4,共4页
采用飞行时间法测量了西安脉冲堆热柱孔道热中子束流中子能谱分布,能谱测量结果较Thermal Maxwellian理论谱偏软,中子谱平均能量为0.042±0.01eV。采用金箔活化法测得热柱孔道出口前端热中子注量率为1.18×105 cm-2.s-1,热中子... 采用飞行时间法测量了西安脉冲堆热柱孔道热中子束流中子能谱分布,能谱测量结果较Thermal Maxwellian理论谱偏软,中子谱平均能量为0.042±0.01eV。采用金箔活化法测得热柱孔道出口前端热中子注量率为1.18×105 cm-2.s-1,热中子注量率测量的不确定度为3%。 展开更多
关键词 热中子能谱 热中子注量率 反应堆 飞行时间法 活化法
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热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析 被引量:8
18
作者 柴晓明 马誉高 +7 位作者 韩文斌 谢碧衡 刘旻昀 余红星 黄善仿 刘余 杨韵佳 徐青蓝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期189-195,共7页
有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方... 有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。 展开更多
关键词 热管冷却反应堆 核热力耦合 热管模型
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微量硼的热中子瞬发γ射线分析方法 被引量:2
19
作者 张明 石宗仁 +2 位作者 石侠民 陈昌明 柯保嘉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第4期13-17,共5页
反应堆热中子束流引起地质样品中硼的^(10)B(n,αγ)~7Li反应,用HPGe探测器测量其反应的478 keV瞬发γ射线峰面积,与标准样品比对,得到30个地质样品中硼的含量为8×10^(-6)~160×10^(-6),相对误差为16%~5%。
关键词 热中子 瞬发γ射线 反应堆
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西安脉冲堆实验装置参数测试 被引量:3
20
作者 阿景烨 张文首 +2 位作者 王武尚 陈伟时 仲云红 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期85-88,共4页
反应堆各实验孔道的参数是反应堆的重要指标,也是反应堆应用的重要参数。在简单介绍西安脉冲反应堆参数测量方法、测量设计的基础上,详细给出了该堆上一些实验孔道的参数测试结果,为在该堆的应用工作提供参考。
关键词 西安脉冲堆 实验装置 参数测试 中子注量 热中子 γ比
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