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俄完成RITM-200S反应堆核燃料的开发（图）
俄罗斯 RITM-200S 反应堆核燃料 开发
2023/5/25
俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)近日表示，已完成现代化浮动式核电厂项目RITM-200S反应堆核燃料的开发工作。升级后的浮动式核电厂包括两座反应堆，每座反应堆额定热功率为19.8万千瓦。RITM-200S反应堆功率将是目前KLT-40S反应堆的4倍，换料周期约为5年。
第十届反应堆物理与核材料学术研讨会在上海举行（图）
第十届 反应堆物理 核材料 学术研讨会
2021/5/10
2021年4月25至28日，第十届反应堆物理与核材料学术研讨会在上海朱家角皇家郁金香花园酒店举行。本次大会由中国核物理学会反应堆物理与核材料专业委员会主办，复旦大学承办，中国科学院上海应用物理研究所协办。
欧洲反应堆首次装载耐事故核燃料
欧洲反应堆 装载 核燃料
2020/9/14
西屋电气公司和西班牙Enusa公司宣布，比利时多伊尔核电站4号机组已装载EnCore耐事故核燃料的铅测试组件。该核电站成为世界上第二个、也是欧洲第一个装载了EnCore耐事故核燃料组件的商用核电站。
小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析
一体化模块式反应堆 螺旋管蒸汽发生器 设计 流动和换热
2019/12/20
近年来，国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速，我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆，设计一种螺旋管式蒸汽发生器，共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中，每个组件含5层、25根螺旋管，整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数，分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化，并...
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...
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。
承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响
反应堆压力容器 弹塑性 辐照
2009/5/19
介绍了承压热冲击（PTS）分析的背景和研究现状，阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器（RPV）结构完整性分析方法。分析了材料性能模式（线弹性和弹塑性）和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响。
反应堆辐照元件中锝的测定
锝 分光光度法 萃取 元件
2008/12/22
一、前言 核燃料燃耗的测定是极为重要的,历年来作为燃耗监测体的有~(99)Mo,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd和~(99)Tc等,其中~(99)Tc是60年代以来就受到重视的一个。 在铀的裂变产物中质量链为99的仅见~(99)Tc的寿命较长。而且~(99)Tc具有高裂变产额,因此在堆温小于1400℃时它是一个较好的燃耗监测体。 有关锝的分析方法文献中作了较
日本需要材料试验反应堆
反应堆 材料试验 日本
2008/12/22
日本原子能委员会特别委员会发表的论述材料试验反应堆的报告说,日本应该开始采取步骤,筹建一个到1966年即可投入运转的材料试验反应堆。 报告指出,日本现有的和正在建造的设备,都不能满足将来在辐照方面的需要。为了摆脱对外国的
对燃料尘反应堆的考虑
考虑 燃料尘反应堆
2008/12/15
美国武器研究基地考虑设计一种燃料尘反应堆.准备将燃料制成尘粒状,用气体来运载,通过反应堆的活性区。用这种方法可以使反应堆的工作温度高达2000—3000°F。这样的反应堆,堆芯结构也很简单,只有陶瓷体的慢化剂,中间有通气孔让运载燃料的气体通过。
反应堆燃料棒束内冷却剂混合效应的实验研究
冷却剂 反应堆燃料棒
2008/12/15
反应堆燃料组件内冷却剂的混合效应,一般通过实验束测定。本文对化学示踪法的实验原理和数据处理过程作了扼要的叙述。试验是在一开式回路上用自来水作流体进行的,雷诺数范围为10000—50000。在试验组件上游进口端将LiNO_3溶液注入中央子流道,在其下游三个位置的中央子流道内取样,用光度计分析样品内锂离子的浓度变化。实验结果以贝克莱(Peclet)数给出。实验测得光棒束内的贝克莱数平均值为0.007...
反应堆燃料元件溶解过程中生成气体的研究
反应堆燃料 铀
2008/12/15
对两种堆燃料元件溶解过程中生成气体量的研究表明,溶解产生的气峰是由酸蒸汽排代溶解器内的空气和溶解反应产生的气体所组成。提出了从溶解液组分变化来计算生成气体量的方法。计算了辐照二氧化铀元件溶解后生成的气体量。对堆照元件溶解尾气的冷凝系统及处理系统的负载量进行了讨论。
压水动力反应堆燃料元件安全性的监测与分析
燃料 反应堆
2008/12/15
为了对１座压水型动力反应堆作燃料元件破损的现场监测，计算了一些裂变产物的主要γ光子用７６．２ｍｍ×７６．２ｍｍＮａｌ探测器测量时产生的光电峰相对计数率随反应堆启动不同时间的变化，并作了监测中的干扰因素分析。计算和分析结果表明：在元件安全性监测中，最适合选择的γ光子能量是２２０．９ｋｅＶ（８９Ｋｒ）、４０２．７ｋｅＶ（８７Ｋｒ）、１９６．３ｋｅＶ（８８Ｋｒ）、５２９．８ｋｅＶ（１３３Ｉ）和８１ｋｅＶ...