搜索结果: 1-15 共查到“裂变堆工程技术 中子”相关记录51条 . 查询时间(0.052 秒)
1MWth火星表面热管熔盐堆堆芯初步中子学设计
熔盐堆 高温热管 控制鼓
2022/1/21
核反应堆由于其能量密度高、功率质量比高和尺寸小等优点，成为未来载人火星探测任务的主要能源供给。为此，结合熔盐堆与高温热管技术，提出了寿期大于5a的1MWth火星表面热管熔盐堆（MartianSurfaceMoltenSaltReactor，（MS）2R）方案。采用MCNP（MonteCarloNparticleTransportCode）和MOBAT开展了（MS）2R的堆芯尺寸和反应性控制的优化设...
反应堆堆腔用中子屏蔽材料耐热性能研究
中子屏蔽材料 耐高温 反应堆堆腔 苯基硅树脂
2021/12/23
针对第三代核电厂反应堆堆腔耐高温中子屏蔽需求，由于当前国内外的材料均无法满足设计要求，急需开发一种耐高温的中子屏蔽材料。本文以耐高温的苯基硅树脂及苯基含氢硅油为基体材料，以碳化硼粉末为中子吸收体，制备出一种耐高温中子屏蔽复合材料并着重探讨了复合材料的耐热性能及不同苯基含量的影响。热重分析（ThermalGravimetricAnalysis，TGA）研究表明：随着苯基含量的升高，复合材料的热失重逐...
RELAP5缓发中子先驱核输运模型扩展及验证
熔盐堆 一维缓发中子先驱核 输运模型 二阶Godunov
2021/12/23
液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一，在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势。液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性，致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估。为了提高反应堆系统安全分析程序RELAP5/Mod4.0（ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram）在液态燃料熔盐堆安全分析中的适用性和精确度，基于一维缓...
利用超铀核素启动的小型模块化钍基熔盐堆中子学性能研究
小型模块化熔盐堆 超铀燃料 熔盐石墨比 重金属摩尔份额
2020/12/15
压水堆乏燃料中的超铀燃料（Transuranicisotopes，TRUs）含有大于50%的易裂变燃料，可作为熔盐堆钍铀循环的启动燃料。基于小型模块化钍基熔盐堆，采用TRUs和Th分别作为裂变燃料和增殖燃料，研究堆芯熔盐石墨比和初始重金属摩尔份额两个重要参数对堆芯中子能谱、233U产量、石墨寿命、温度反应性系数、TRUs消耗量等中子学特性的影响，为利用TRUs和Th的小型模块化钍基熔盐堆的堆芯参数...
10×1019 cm-2快中子辐照国产A508-3钢材料的小冲杆试验研究
国产A508-3钢 小冲杆 放射性
2020/4/20
小冲杆试验方法以其所需测试样品尺寸小而带来的样品感生放射性小等优势，越来越多地应用于核材料力学性能评价领域。本文设计了一套利用光栅尺直接测量样品变形的小冲杆试验装置，较传统装置精度有明显提高。利用该套装置对注量为10×1019 cm-2（E≥1 MeV）快中子辐照的国产A5083钢材料进行了小冲杆测试研究，探索了针对放射性样品从制备到测试的试验方法，并获得了国产A5083钢材料的小冲杆屈服特征...
CPU-GPU异构系统为加速全堆芯特征线方法（MOC）精细计算提供了方法和思路。在实现基于CPU-GPU异构系统的二维MOC异构并行算法基础上，提出了性能分析模型，识别了影响异构并行算法并行效率的主要因素；针对识别到的性能影响因素，实现了输运计算与数据传递相互掩盖，提升了异构并行算法的整体并行效率。数值结果表明：程序具备良好的计算精度；数据传递（MPI通信和CPU与GPU之间的数据拷贝）是影响异构...
2010年1月15日，由我院承担的国家973计划项目——“中国先进研究堆中子束应用关键技术及若干科学问题”在北京正式启动，标志着我国中子散射技术研究开始迈上了新台阶，并将在解决国家重大科学问题需求上发挥不可替代的作用。
聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究
聚变-裂变混合堆 水冷包层 核燃料 中子物理性能
2009/12/11
研究直接应用国际热核聚变实验堆（ITER）规模的聚变堆作为中子驱动源，采用天然铀为初装核燃料，并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术，设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析，研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示，现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂...
裂变核全套中子评价数据对反应堆设计和安全运行、乏燃料少锕系核素嬗变率、嬗变系统及高燃耗反应堆设计提供重要的基础数据。文章对核数据分类、现行主要全套评价数据库及全套核数据评价方法进行阐述，并对234U(n,f)和237Np(n,2n)反应截面的实验数据进行评价。完成的裂变核全套中子数据整体满足用户需求，比原评价结果有较明显改进。
中国实验快堆缓发中子探测系统的瞬态模拟与分析
包壳破损 泄漏 反冲 热扩散
2009/10/9
根据中国实验快堆缓发中子探测系统的结构特点和探测原理，构建了缓发中子探测系统的计算模型。基于该模型，开发了计算机模拟程序。针对不同工况和不同燃料元件包壳破损时刻，进行了缓发中子探测信号的模拟计算。计算结果基本反映了计算情况下缓发中子探测信号的发展趋势。同时，还对燃料温度和燃料燃耗对缓发中子探测信号的影响进行了物理分析。
砷化物浸泡人发中As的滞留行为和分布的仪器中子活化分析
中子活化分析 中子活化分析 砷 人发
2009/7/27
采用仪器中子活化分析法对砷化物溶液浸泡人发后人发中的砷含量及未经砷化物溶液浸泡的人发中的固有砷含量进行了定量分析。分析结果显示，经砷化物溶液浸泡后，每段头发中均含有砷，且在浸泡处出现砷含量峰值，与未经浸泡的人发的分析结果对比，说明砷化物可通过吸附渗透到人发中。为检验分析数据的可靠性，同时对3种质控样品进行分析，测定值与认证值在不确定度范围内一致。
启明星1＃装置快热分界面的中子能谱实验测量与理论计算
快热分界面 启明星1＃装置
2009/7/24
加速器驱动的快热包层耦合次临界装置——启明星1#内的中子能谱对于验证系统设计具有重要意义。采用多箔活化法测量了启明星1#装置内快谱区与热谱区分界面上的中子能谱，利用SANDⅡ及MIST程序进行解谱。同时，采用MCNP程序，通过完全真实三维模拟加速器中子源、快热耦合包层及反射层情况，得到理论计算谱，并作为活化法解谱的初始输入谱。将实验测量结果与理论计算结果进行比较，二者一致，从而验证了理论...
快中子反应堆非能动停堆系统中控制棒驱动杆磁性连接件的设计与有限元分析
非能动停堆系统 ANSYS 软件
2009/5/19
为确保快中子反应堆的安全运行，提出了一种非能动性的智能触发停堆系统，完成了对该系统中的永久磁铁的设计，采用ANSYS软件对永久磁铁进行热分析并进行安全评估，验证了该系统的安全性和有效性。
聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究
中子学 聚变裂变混合堆 钍包层 锕系元素
2009/4/10
聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低，且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势，因此，越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件，已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状，本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究，利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carl...