搜索结果: 16-30 共查到“核科学技术 临界”相关记录106条 . 查询时间(0.047 秒)
最小核临界事故源项分析
最小核临界事故 核临界事故报警系统 事故源项 中子伽马吸收剂量比
2019/11/20
文章提出最小核临界事故源项的分析模型，并给出了相关计算方法，利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下，发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比，结果符合良好。
我国首座铅铋零功率反应堆——启明星Ⅲ号实现首次临界（图）
铅铋零功率反应堆 堆芯设计 安全分析方法 钠冷快堆
2019/10/11
2019年10月9日上午11时05分，随着调节棒缓缓升起，我国首座铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号在中国原子能科学研究院实现首次临界，并正式启动堆芯核特性物理实验。这是我国铅铋快堆堆芯关键技术领域取得的里程碑式重大进展，标志着我国铅铋快堆技术开发正式迈入工程化阶段，并已跻身国际前列，也标志着中国原子能科学研究院在新型先进反应堆零功率研发领域达到世界先进水平。
我国首座铅铋零功率反应堆——启明星Ⅲ号实现首次临界（图）
铅铋零功率 反应堆 启明星Ⅲ号 临界
2019/10/11
2019年10月9日上午11时05分，随着调节棒缓缓升起，我国首座铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号在原子能院实现首次临界，并正式启动堆芯核特性物理实验。这是我国铅铋快堆堆芯关键技术领域取得的里程碑式重大进展，标志着我国铅铋快堆技术开发正式迈入工程化阶段，并已跻身国际前列，也标志着原子能院在新型先进反应堆零功率研发领域达到世界先进水平。
为严格贯彻落实《关于进一步发挥地区监督站职能作用的通知》（国核安发〔2018〕1号）的相关要求，切实做好核设施正常换料大修的监督工作，生态环境部东北核与辐射安全监督站（以下简称东北监督站）于2019年9月16日至19日组织了红沿河核电厂4号机组第二次换料大修后临界前控制点检查，这也是今年东北监督站开展的第四次机组换料大修后反应堆首次临界前核安全检查。
阿尔及利亚比林和平堆升级改造后实现首次临界 （图）
阿尔及利亚比林和平堆 中核集团 中国原子能科学研究院
2019/2/25
当地时间2019年2月20日，随着反应堆实现首次临界，并在100W功率下稳定运行30分钟，标志着阿尔及利亚比林和平堆升级改造项目取得初步成功，为下一步实现反应堆满功率15MW稳定运行72小时创造了条件。中国原子能科学研究院承担了该项目的设计及技术服务、调试及运行监督管理、培训等工作。
第三届聚变中子源与次临界核能系统国际会议在中国科学院核能安全技术研究所召开
第三届 聚变中子源 次临界核能系统 国际会议
2018/11/23
2018年11月19至21日，由中科院核能安全技术研究所主办的第三届聚变中子源与次临界核能系统国际会议（FUNFI）在合肥顺利召开，来自中国、意大利、俄罗斯、美国、法国、英国、乌克兰等十余个国家和地区的领域知名专家学者共计100余人参加会议，核安全所所长吴宜灿研究员任会议主席。吴宜灿研究员以及意大利国家新技术、能源和可持续经济发展机构副院长Aldo Pizzuto研究员、俄罗斯科学院布德科尔核物理...
中国核动力研究设计院突破首个超临界流体用换热器技术
中国核动力研究设计院 超临界流体用换热器技术
2016/12/29
日前，由中国核动力研究设计院研制的50千瓦级高温高压微通道紧凑换热器实验样机完成强度密封性能试验，标志着该院在微通道紧凑换热器研制方面取得零的突破，成为国内首个自主掌握的超临界流体用、大功率高效微通道紧凑换热器设计制造整套技术的研究机构。该设备有望替代当前压水堆的蒸汽发生器，发展潜力巨大。
第三届超临界水冷堆科学与技术国际培训班举行（图）
第三届 超临界水冷堆科学与技术 国际培训班 反应堆物理
2013/9/4
2013年8月26至30日，第三届超临界水冷堆科学与技术国际培训班（The 3rd Course on Science and Technology of Supercritical Water Cooled Reactors）在上海交通大学举行。此次培训班由国际原子能机构（IAEA）主办，上海交通大学机械动力学院核科学与工程学院承办。IAEA水冷堆项目技术主管Katsumi Yamada、上海交...
混合能谱超临界水冷堆快谱区流动稳定性研究
混合能谱超临界水冷堆 稳定性 频域法
2013/2/20
在混合能谱超临界水冷堆中，冷却剂通过堆芯过程中跨拟临界点引起的密度等参数的剧烈变化易导致系统产生密度波振荡而不稳定，因此混合能谱超临界水冷堆的稳定性对系统的安全性至关重要。本文利用频域法研究快谱区的流动稳定性，给出在不同状态下的稳定性边界，同时对冷却剂入口流量、进出口压差和通道划分等对稳定性的影响进行了分析。结果表明：大的入口流量有利于系统的稳定；高的进出口压差对系统稳定性有利；轴向功率均匀分布较...
超临界水堆的瞬态分析程序开发
超临界水堆 混合谱 TACOS 失流事故
2013/1/20
超临界水堆（SCWR）是第4代核反应堆的优先发展对象之一，它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆（SCWR-M）为研究对象，建立合理的数学模型，开发了针对超临界水堆系统的瞬态分析程序TACOS。运用TACOS程序对SCWR-M进行了稳态计算和部分失流事故的瞬态分析。稳态计算的结果与设计值符合良好。部分失流事故的分析结果表明，事故中包壳表面最高温度为702.6 ℃，与安全限值...
基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算
超临界水堆 MCNP 中子通量
2012/5/22
超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分...
次临界能源堆物理性能初步分析
次临界能源堆 包层模型 物理性能
2011/4/19
次临界能源堆（SER）是由托卡马克聚变源驱动的聚变裂变混合堆。SER以天然铀为燃料、水为冷却剂，主要目标是生产电能。本工作建立了次临界能源堆环形圆柱模型，利用蒙特卡罗输运和燃耗计算程序，比较了燃料区不同构型对keff、M、TBR和燃料增殖比等参数的影响，针对均匀模型进行中子源效率与聚变源强、功率分布与能谱、初步燃耗、寿期末停堆衰变热和卸载燃料放射性等物理性能分析。计算结果表明，该模型能满足能量倍增...
中国核能行业协会首届科学技术奖评选结果于2010年12月27日揭晓，经过初审、专业组评审、媒体公示等程序，评审委员会最终评选出2010年度中国核能行业协会科学技术奖一等奖2项、二等奖13项、三等奖42项。中国科学院等离子体物理研究所先进反应堆设计研究团队（FDS团队）主持的“中子学软件与次临界堆概念研究”项目与东方电气重型机器公司主持的“国产首台百万千瓦级压水堆核电站反应堆压力容器研制”项目荣获一...
超临界水并联通道流动不稳定性理论研究
超临界水 半隐式差分 交错网格 流动不稳定性
2010/10/29
根据并联通道的结构特点，建立了合理的数学物理模型，采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生，并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不稳定性发生边界的影响。并联通道系统的稳定性随入口压力和入口流量的增大而增强，随入口温度的增大而减弱。