搜索结果: 1-10 共查到“核材料与工艺技术 临界”相关记录10条 . 查询时间(0.047 秒)
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...
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。
超临界水冷堆燃料包壳管用低活性F/M钢的优化设计
超临界水冷堆 高Cr低活性F/M钢 优化设计
2009/7/10
应用热力学计算与实验验证，系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M（铁素体/马氏体）钢基体相及显微组织的影响规律，并在此基础上，对钢的组织和成分进行设计与优化，以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明：Cr是决定高Cr低活性实验钢中奥氏体Cr固溶量以及钢中是否出现铁素体的最重要影响因素;W和C对实验钢铁素体相的出现有显著影响，而Mn的影响相对较小;W对实验钢中Laves相出现的温...
超临界CO_2处理后的金属铀表面氧化腐蚀和电化学腐蚀实验研究
超临界CO2 铀表面 腐蚀
2008/12/26
采用重量法和电化学方法分别得到表面经超临界CO2处理后的铀试样在60℃、70%RH条件下的氧化动力学曲线(Δm t)和在50μg gCl-溶液中的阳极极化曲线、自腐蚀电流等抗蚀评价指标。结果表明:经超临界CO2处理后,金属铀表面抗氧化腐蚀性能和抗化学介质腐蚀性能均有一定程度提高。对钝化膜提高金属铀表面抗腐蚀性能的原因进行了探讨。
编制了B~1近似快谱、内尔金核多能蒙特卡罗热谱、共振吸收数值计算以及两维四群扩散临界计算程序。本文通过7个均匀和准均匀低浓铀棒栅的临界分析,综合检验了该计算程序系统以及所用的截面数据。
均匀铀水系统安全临界质量的计算
安全临界 铀水系统
2008/12/26
本文目的是提供铀-水系统安全临界质量及有关参数的半经验计算方法。所得计算结果与实验值作了比较。对裸圆柱体临界质量的计算误差≤5％;对全水反射圆柱体临界质量的计算误差≤15％。绝大部分结果是偏安全的。
DF-Ⅵ-（1）快零功率装置临界质量和裂变率分布的二群计算
裂变率 临界质量
2008/12/23
快中子零功率堆的临界和裂变率分布计算是一个复杂的问题,一般需用中子输运理论,而实验工作者往往更感兴趣的是用计算量不大的简化模型,得到不太精确、但物理图象清晰的结果。
核燃料溶解器临界计算对截面的要求
核燃料 临界计算
2008/10/13
用群截面对燃料溶解过程中出现的栅格、燃料双重不均匀和溶液３种系统作临界计算时，需要考虑中子的共振自屏效应。标准自屏公式或经过丹可夫因子修正的自屏公式不适用于燃料双重不均匀系统。ＯＥＣＤ／ＮＥＡ临界工作小组的结果表明，必须用碰撞概率（ＰＩＣ）方法，子群方法或精细慢化方法修正才能得到共振自屏效应的准确结果。用点截面作临界计算时，不会观察到自屏效应，可以准确进行包括燃料双重不均匀系统在内的临界计算。