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法国法马通公司和德国慕尼黑工业大学 (TUM) 已同意建立工业化流程,为该大学的 FRM II 研究堆生产整体式钼铀 (U-Mo) 燃料。法马通指出,这种低浓缩燃料将受益于欧洲研究堆运行所实现的最高铀燃料密度。
爱达荷州核工程研究人员和学生创建了爱达荷州立大学 (ISU) AGN-201 研究堆的数字孪生。
近日,我国首台百吨级快堆乏燃料运输容器取得设计许可批准,标志着我国完全掌握了大型快堆用乏燃料运输容器的全部关键技术,打破了该类型运输容器长期依赖进口的局面,实现了我国具有自主知识产权的快堆乏燃料运输容器从无到有,再到创新性、产业化、型谱化的突破,为我国快堆发展打下坚实的基础。
2023年7月19日至20日,2023年水堆燃料性能国际会议(WRFPM2023)技术分会场在西安继续进行。此次会议设置两个平行分会场,在分会上,来自各个国家的专家和企业高层围绕着各国在压水堆核燃料上的研究发现,进行了深入讨论,分享最新研究成果与技术突破。
中国科学院上海应用物理研究所专利:一种熔盐堆球环型燃料元件的制备方法
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。
俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)表示,西伯利亚化学联合体(SCC)已完成BN-1200快堆燃料棒的制造,这些燃料棒计划2023年装入到别洛雅尔斯克核电厂3号BN-600快堆机组,进行辐照测试。
2021年7月29日,俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)宣布,用于生产致密混合铀钚氮化物燃料(MNUP)芯块的设施已在试点示范能源综合体(ODEK)建设现场完成安装。MNUP燃料是专为BREST-OD-300铅冷快堆开发的,燃料制造涉及混合铀钚氮化物碳热合成、燃料芯块制造、燃料元件组装及燃料组件制造等4条生产线。辐照后产生的乏燃料将会进行后处理,之后运往再循环设施再生为新燃料。
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。
2021年2月17日,俄罗斯西伯利亚化学联合公司(SCC)表示,该公司已启动试点示范能源综合体(ODEK)致密铀钚氮化物燃料(MNUP)生产/再制造模块项目的主要设备安装。该项目是俄罗斯突破(Proryv)项目的一部分。
2015年5月7日,华龙一号开工建设。2020年11月27日,华龙一号全球首堆——福清核电5号机组首次并网成功,创造了全球第三代核电首堆建设的最佳业绩,标志着我国正式进入世界先进核电国家行列。
LOCA后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析,得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明:抑压水池能显著降低安全壳内的压力,不同抑压水池模块配置下安全壳内的...
热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC,利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明:PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好,证明了模型和程序的准...
10 MW高温气冷实验堆在线测量系统可通过γ谱数据分析测得部分核素的活度,这些核素不包含绝大部分超铀元素同位素。出于核安保的需要,为确定超铀元素同位素的活度,提出一种基于深度学习的超铀元素含量计算方法。该方法采用引入反向误差传播的深度神经网络模型,以易测核素活度为输入,输出不易测核素活度。采用反应堆核素生成和耗减程序跟踪10 MW高温气冷实验堆的运行功率历史,产生核素活度数据样本,对神经网络模型进...
本文研究了应用环形燃料的小型压水堆堆芯燃料富集度、换料批次、循环长度以及平均卸料燃耗之间的匹配规律。根据设计准则和目标设计了热功率为330 MW的环形燃料小型堆堆芯装载和燃料管理方案,并采用CMS程序包对过渡循环到平衡循环的堆芯关键性能参数进行计算分析,功率不均匀因子、反应性系数、停堆裕量等均符合设计准则要求,堆芯稳态物理特性良好。

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