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日本实验快速反应堆重启在即（图）
日本实验快速反应堆 重启
2010/3/26
在因14年前发生的一次意外事故导致停机之后，如今，日本的文殊实验快中子反应堆在重启之前还面临着最后一道障碍：获得反应堆所在地——福井县地方官员的认可。日本原子能委员会主席Shunsuke Kondo在3月24日举行的一次记者招待会上表示，最终的批准可能要等到5月份甚至6月份，这是因为地方官员与中央政府为了解决遗留的症结还需要进行很长时间的谈判。 
根据两种主要的共因失效机理，对缺乏数据的目标系统进行了共因失效率和α因子的映射分析，推导出了其上下映射的公式，并引入映射比率θ，对共因失效率和α因子的映射表达式进一步修正。采用概率发生函数，根据权值得到系统共因失效率的均值和方差，并结合映射得出各阶共因失效参数的均值和方差之间的关系表达式。结果表明，应用映射法和概率发生函数对共因失效参数进行不确定性分析，是依据源系统的经验数据来估计共因失效参数的一...
反应堆超临界CO2 Brayton循环特性
超临界 CO2 Brayton循环 反应堆
2010/3/8
为达到满意的循环效率，目前的气冷堆氦气透平循环技术需较高的循环最高温度，即需更高的堆芯出口温度，对反应堆压力壳及燃料元件材料有较高要求，同时由于氦气本身的性质，对透平制造也提出了新的要求；而采用CO2作为循环工质，可保证在热效率相当情况下，降低循环温度，减小透平体积等，提高反应堆的安全性及经济性。根据热力学定律，建立了超临界CO2透平循环计算模型，并对该动力循环进行了详细的特性研究，得到了决定循环...
2010年1月于2009年度安徽省科学技术奖励的决定》发布：我院FDS团队（与等离子体所物理研究所联合共建）吴宜灿教授主持的“反应堆中子学方法与包层新概念研究”项目荣获2009年度安徽省科学技术奖（自然科学类）一等奖。这是继2006年FDS团队“精确放疗关键科学技术问题研究”项目获安徽省科学技术奖（自然科学类）一等奖后第二次荣获此殊荣。该项目针对先进核能系统领域两个密切相关的重要内容——中子学方法...
低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型
反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
2009/12/11
反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型，揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上，发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结...
反应堆启动反应性添加程序优化研究
反应堆 物理启动 反应性 优化研究
2009/12/3
根据实际启动经验，运用RETRAN-02系统瞬态分析程序，就反应堆在启动过程中的反应性添加程序进行了分析、计算，提出通过合理的反应性添加程序可适当缩短等待时间，加大每次反应性的添加量，减少提棒次数。这样既可保证大盲区启动过程的安全，又有很高的效率，减轻了操作人员的工作强度，缩短了启动时间。对今后制定反应堆启动的反应性添加程序、安全实施启动有一定的参考作用。
反应堆高阶κ本征方程数值计算方法的改进
数值计算 迭代 收敛判据
2009/11/27
针对反应堆高阶κ-本征方程数值计算问题，提出了提高计算效率和计算精度的改进方法，并以一维问题为例，对该方法进行了验证。
用离子辐照模拟研究反应堆结构材料中金属/金属界面原子扩散行为
电子能损 核能损 金属/金属界面
2009/11/27
介绍了利用载能离子辐照模拟研究反应堆结构材料中金属／金属界面原子扩散行为的实验进展，特别是辐照参数（如辐照剂量、辐照温度、核能损、电子能损以及膜结构等）对界面原子扩散行为的影响，并对可能的机理进行了简要的评述。
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估
核反应堆 核主泵
2009/11/3
为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到...
反应堆重水系统干燥试验
反应堆 重水系统 干燥
2009/10/19
为彻底干燥反应堆重水系统管道和设备，解决阀门阀体底部蓄水、干燥设备吹扫死角等干燥试验技术难点，采用干空气吹扫与抽真空结合的干燥方法、加热干空气和设备局部加热等措施，通过监测系统出口处空气露点变化和系统整体保真空试验，准确测定并确保了系统干燥程度达到要求。适量重水充入系统后，浓度微降0.02%，说明干燥有效、彻底。
第八届反应堆热工水力、运行和安全国际会议
第八届 反应堆 热工水力
2009/10/15
第八届反应堆热工水力、运行和安全国际会议将于2010年10月10日至14日在上海召开。本届会议将秉承NUTHOS一贯的传统，在全球核能振兴的时刻，为核能工业、研究机构和学术团体就最新的研究成果和实践经验提供交流的平台。
反应堆生产放射性同位素热源材料及其应用
反应堆 放射性同位素热源 238Pu 温差发电器
2009/10/11
可用于深空探测等领域的放射性同位素温差发电器利用半导体热电元件直接将放射性同位素的衰变热转化为电能。目前所使用的热源材料——放射性同位素238Pu具有半衰期适中、热功率密度较高、α衰变易于辐射防护等特点，已获得较为广泛的应用。本文简要介绍利用反应堆生产238Pu的途径以及分离、纯化过程。
日本废弃核反应堆发生含放射性物质重水泄漏事故
日本废弃核反应堆 重水泄漏事故
2009/10/10
日本原子能研究开发机构2009年10月9日公布，已被废弃的“普贤”号核反应堆8日发生重水泄漏事故，其中所含的放射性物质导致一名职工氚浓度检测指标超标。
基于Simulink输入阶跃反应性时有温度和毒物反馈的反应堆动态响应仿真
点堆 Simulink 温度反馈 毒物反馈
2009/10/10
计算机仿真对核反应堆运行和核电人员的培训具有十分重要的意义。基于Simulink仿真软件，本工作对点堆中子动力学方程输入阶跃反应性考虑6组缓发中子时具有温度和毒物反馈的特性进行研究，计算了某型反应堆在两种典型工况下引入正、负阶跃反应性时各主要运行参数的变化规律，并将最终的结果与三维模型计算数据进行了对比。结果表明：利用Simulink进行点堆仿真研究能够高效、便捷地满足系统要求，且仿真结果与三维...