搜索结果: 31-45 共查到“核科学技术 临界”相关记录106条 . 查询时间(0.04 秒)
浓缩铀柱形临界装置徒手装配临界安全检验
验证系统 徒手装配 临界安全 中子增殖
2010/8/20
为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验，设计了基于薄膜装配的验证系统，以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构。用MCNP程序计算了浓缩铀柱形临界装置上半部分及验证系统密合时的有效增殖因子keff。实验测得验证系统中心增殖不会超过12.50，满足徒手装配装置中心增殖限定值15的要求。实验结果表明，验证系统设计合理，徒手装配浓缩铀柱形临界装置是安全的。
针对反应堆缓发超临界过程特点，本工作建立了物理、热工及热量传递模型，采用准稳态方法对缓发超临界过程反应堆平均通道单根燃料元件温度场进行了计算分析，并与某反应堆仿真平台计算结果进行对比。分析表明，在功率变化不剧烈的反应堆动态过程，采用准稳态计算方法可以较准确地计算出燃料元件温度场随时间的变化规律。且本工作模型相对简单，计算速度快，对于反应堆动态运行研究及船用反应堆事故分析均有重要意义，对于反应堆热工...
竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟
超临界水 传热 数值模拟
2010/8/18
为深入研究超临界水的传热特性，利用计算流体力学（CFD）软件，完成了国际原子能机构(IAEA)关于竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟的标准题计算，得到了与试验值符合较好的结果。通过研究发现：剪切应力输运（SST）模型可较好地反映超临界水的传热特性，但对网格敏感，需适当的网格相匹配，适当值的选取可能与超临界水所处的状态有关。这些结论对超临界水传热特性的数值模拟有指导意义。
超临界水冷堆MOX燃料特性分析
MOX燃料 超临界水冷堆 燃耗
2010/8/3
针对超临界水冷堆组件，采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算，得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果，并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响，以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明，在超临界水冷堆设计中，应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布，应用MOX燃料可以增加燃耗深度，并有良好的慢化剂温度反应性系数。经...
中国实验快堆首次成功临界（图）
实验快堆 首次 成功临界
2010/7/26
“提升1号调节棒至顶部”，“提升2号调节棒至180毫米、220毫米、230毫米……”, 随着中国实验快堆主控室内越来越急促的滴滴声,在场所有人的心也被紧紧提起。2010年7月21日9点50分，源量程周期稳定在100秒达两分钟后，中国核工业集团公司副总经理杨长利宣布：“中国实验快堆首次实现临界！”顿时，主控室内响起热烈的掌声，大家欢庆中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快...
在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验，外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源，放置在启明星1#次临界装置中心，中子探测器放置在次临界装置内不同位置，研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明：在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同，但对外推结果影响不大。
研究了Hastelloy C-276（C-276）镍基合金在650 ℃/25 MPa超临界水中的腐蚀特性。采用扫描电镜、X射线能谱仪、X射线衍射和X射线光电子能谱分析了氧化膜的腐蚀形貌、组织结构和合金元素分布。研究结果表明，C-276合金在650 ℃/25 MPa的超临界水中的腐蚀过程主要是Ni的溶解，由于不能形成均匀、完整的氧化膜，合金在超临界水中并不具备优越的耐腐蚀性能，其双层结构的氧化膜富C...
中国先进研究堆首次临界实验模拟计算
中国先进研究堆 首次临界 模拟分析 外推
2010/6/9
介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法和步骤。在没有参考堆，未进行零功率物理模拟实验的情况下，主要利用数值计算方法对首次临界实验过程进行模拟分析，得到了燃料组件数外推以及控制棒棒栅高度外推模拟曲线等数据，预测了临界燃料组件数和临界棒栅高度。为即将进行的首次临界实验提供了必要的参考数据。
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...
跳源法在启明星1＃次临界装置中的应用
跳源法 启明星1＃次临界装置 有效倍增系数 中子源
2010/1/11
原要介绍了跳源法在启明星1＃次临界装置上测量次临界度的原理、外源驱动的次临界中子学实验装置、堆芯布置及中子源驱动系统。主要研究了中子源在堆芯轴向中心位置、不同装载情况下的反应性变化，并给出不同的有效倍增系数keff。实验测量结果与理论计算结果进行了比较，结果符合较好。
使用自主开发的一维输运／燃耗／可视化计算程序系统VisualBUS1．0和HENDL1．1／MG数据库，对^233U，^235U和^239Pu的热溶液临界球基准实验和^237Np，^241Am和^244Cm的金属快裂变临界球问题进行校核。和国际上广泛使用的各种程序和数据库的模拟计算结果以及相关实验结果进行综合对比和分析，初步验证了HENDL1．1／MG中裂变核素核数据的可靠性和应用性，同时也进一步...
核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究
核临界安全 干涉效应 临界实验 中子吸收体
2009/11/10
简要阐述了干涉效应的原理、铀溶液实验装置的临界测量实验，研究了多组固体中子吸收体在装置容器中的不同位置、不同铀溶液浓度、不同组合情况下的吸收效率，并给出干涉效应。测量结果表明，偏心对称布置的干涉效应为正，偏心非对称布置的干涉效应为负。同时，利用蒙特卡罗程序分别对固体中子吸收体不同布置和组合情况下的中子吸收效率进行了计算分析。计算结果表明，实验测量与理论计算的干涉效应大小、正负的变化趋势相互一致，这...
铀溶液临界装置热应力分析
热分析 模型简化 边界约束
2009/10/17
铀溶液临界装置为夹套高架容器，其结构较复杂，三维尺寸大且不对称，采用ANSYS进行热分析时，如果采用完整的三维实体模型计算，其单元数据将非常庞大，普通台式机无法完成求解。为完成计算而又不使结果出现较大误差，必须合理有效地简化有限元模型。最终将受热影响较轻微的部分结构截掉，仅保留温度梯度较大的区域，且采用反对称的方法施加简化模型的边界约束。在简化计算模型的同时，保证了计算结果的可靠性，从而得到了满意...
关于加速器驱动次临界系统（ADS）研发促进我国核能可持续发展的建议
加速器驱动次临界系统（ADS） 核能 发展
2009/9/29
关于加速器驱动次临界系统（ADS）研发促进我国核能可持续发展的建议。