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第五届中韩反应堆热工水力国际研讨会圆满落幕（图）
第五届 中韩反应堆热工水力国际研讨会 反应堆热工水力 核电安全
2011/10/24
2011年10月10日至12日，由中核核反应堆热工水力技术重点实验室主办的第五届中韩反应堆热工水力国际研讨会(WORTH-5)在四川峨眉召开。来自中国核学会(CNS)、中国核动力研究设计院(NPIC)、中国原子能科学研究院(CIAE)、西安交通大学(XJTU)、上海交通大学(SJTU)、华北电力大学(NCEPU)、哈尔滨工程大学(HEU)、中国科学院应用物理研究所、浙江大学(ZJU)、上海核工程研...
反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展
反应堆压力容器 辐照脆化 机理
2011/7/20
反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质，建立科学的辐照脆化预测模型，改进RPV材料的成分设计和制造工艺，也有助于提高材料的辐照脆化抗力，对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理...
第八届国际反应堆热工、运行和安全会议召开（图）
中国核学会 第八届 国际反应堆热工、运行和安全会议
2010/10/15
由中国核学会主办，上海交通大学承办的第八届国际反应堆热工、运行和安全会议（8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety）于2010年10月10-14日在上海浦东裕景大饭店成功召开。本次会议总共收到来自中国、日本、韩国、德国、美国、中国台湾等26个国家和地区的240篇论文。为...
反应堆一回路系统循环去污配方实验研究
退役 去污 缓蚀剂
2010/8/30
针对反应堆一回路堆外系统进行了清洗去污配方研究。分别进行了主剂、侵蚀剂及缓蚀剂选择实验，确定了清洗主剂为10% HNO3、侵蚀剂为KMnO4、缓蚀剂为苯并三唑。以清洗时间、转速、侵蚀剂及缓蚀剂添加4种因素进行了正交试验，得到了1Cr18Ni9Ti在该清洗剂体系下的主要影响因素、最优清洗配方和工艺条件。
第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议在西安交通大学召开（图）
反应堆数值计算与粒子输运专业委员会 第十三届 反应堆数值计算与粒子输运 学术会议 2010年 反应堆物理会议 西安交通大学
2010/8/21
2010年8月16日至20日，由反应堆数值计算与粒子输运专业委员会主办、我校核科学与技术系承办的第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议在我校南洋学术交流中心举行。来自全国各地的13所高校和28所科研院所及核电厂的共235名代表参加大会，共提交学术论文125篇，147人次做了口头报告。报告内容涉及粒子输运理论及数值方法、反应堆物理分析软件与核数据库、反应堆物理试验和运行分...
为分析反应堆退役废物石墨中的14C含量，设计制作了一套14C高温催化氧化制样实验系统，在实验室中对该系统的处理能力和运行功能进行了部份实验验证。结果表明：在标气流速为1 L/min、催化氧化炉800 ℃时，对CO催化氧化能力为96%；2 mol/L的NaOH溶液对CO2的吸收能力可达99%（其中，一级吸收为67%，二级32%）；空气流速为1 L/min、高温解吸室850 ℃，1 h后石墨样品分解率...
CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计
CANDU重水反应堆 钴调节棒组件 结构设计
2010/8/20
利用秦山三期CANDU重水反应堆生产60Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后，在保持原来调节棒功能的条件下，利用59Co吸收中子转变为60Co，生产放射性钴源。本工作详细阐述了钴调节棒组件设计要求及结构设计过程中与各种设计接口之间的关系，并通过对设计的钴调节棒组件进行结构完整性分析、提插棒时间分析及跌落事故分...
船用反应堆堆芯精细功率重构计算
粗网 细网 精细功率 功率重构
2010/8/20
针对现有船用反应堆安全分析仿真软件不能计算堆芯精细功率分布这一缺陷，开展了堆芯径向和轴向精细功率分布重构计算和分析。采用三次样条插值法对轴向精细功率进行重构计算，采用双线性和双三次插值法对径向精细功率进行重构计算，并与采用细网差分的专业物理程序的计算结果进行比较。结果表明，本工作精细功率重构计算简单、可靠，有较高的精度，对船用反应堆安全运行分析和监督管理具有重要的参考价值。
反应堆部件设计及寿命预测的有限元技术研究
核反应堆部件 Chaboche损伤本构模型 隐式积分算法 ABAQUS
2010/8/20
为了能更好地设计、分析核反应堆部件以及预测其寿命，本文将Chaboche本构模型与损伤模型相结合，推导了Chaboche损伤本构模型。在弹性预测-径向返回和向后欧拉积分方法的基础上，研究了模型的隐式积分算法。将Chaboche损伤本构模型链接到ABAQUS有限元程序，并利用六面体单元模拟了某型反应堆部件材料的4种变形行为，计算结果与实验值吻合良好。
确定反应堆核功率刻度中修正系数的新方法
中子注量 修正系数 功率 MCNP程序
2010/6/29
基于Westcott理论刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法，但该方法需要用到大量的修正参数，而修正参数在很大程度上依赖于基于某些特定堆型的经验公式，非常繁琐。本工作利用MCNP程序对堆芯乃至堆芯内活化箔的布置情况进行精确描述，通过理论计算直接得到活化箔活性与反应堆核功率之间的关联系数，从而直接用实验测得的堆芯中子注量分布及归一点的活化箔活性导出反应堆的功率。该方法具有简单、准确度高、适用范围...
采用SF6示踪技术检测某反应堆3个堆厅在常温常压下的气体渗漏率，考察堆厅渗漏气体在主要工作场所的累积效应和到达建筑物内人员疏散通道关键部位的时间和累积强度。结果表明，3个反应堆堆厅在检测条件下的气体渗漏率分别为（7.30±0.16）×10-4、（1.88±0.12）×10-4和（2.07±0.07）×10-4h-1。堆厅渗漏气体在各工作间以较快速度积累，5 h左右在工作间内达到极值，在一楼更衣室内...
本工作提出利用中国先进研究堆乏燃料组件构造既能在加速器驱动下次临界运行，也能临界运行的启明星2#反应堆堆芯方案。采用MVP-BURN蒙特卡罗燃耗程序，对反应堆临界运行方式下的堆芯方案进行了优化选择，给出了优选方案的核特性参数。
反应堆一回路装置的重量优化设计
核动力装置 一回路 优化设计 敏感性分析
2010/5/25
本文将最优化理论应用到核动力装置方案设计中，以核动力装置重量作为性能评价指标，建立了核动力一回路系统中主要设备的重量评价模型，在对影响一回路主要设备重量的热工参数进行敏感性分析的基础上，应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置总体热工参数进行寻优，在满足功率要求和安全准则的前提下，获得了使压水堆一回路装置重量最小的优化设计方案。优化设计方案与原始设计方案相比，重量减少了3.77%，从理论上证明了优...
TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析
氢化锆 慢化剂温度效应 TOPAZ- Ⅱ反应堆
2010/5/14
TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料，以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同，TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应，且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算，通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化，得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后，中子产生率增加较大，而泄漏率增加...