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国际热核实验反应堆2018年投入运转
国际热核实验反应堆 2018年
2009/6/23
据美国物理学家组织网报道，“国际热核实验反应堆”(ITER)委员会表示，核聚变试验性反应堆将于2018年在法国南部投入运转。在日本举行的一场会议之后，“国际热核实验反应堆”委员会发表公报称，国际热核实验反应堆将于2026年全部投入运转。
中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析
中国实验快堆 燃料破损探测系统 裂变产物
2009/6/4
在借鉴国外研究成果的同时，结合中国实验快堆（CEFR）燃料破损探测系统的设计特点，建立了CEFR燃料破损探测系统的计算模型，并根据所建计算模型，利用LabWindows/CVI开发了CEFR燃料破损探测系统计算分析程序。用该程序进行了缓发中子探测系统可探测最小破损面积的计算，并对裂变产物的释放产生比进行了计算验证。
铀溶液临界装置抗震分析
抗震分析 平板约束 结构优化
2009/5/11
铀溶液临界装置充装大量液体，抗震分析采用简捷有效的附加质量法处理液动压力的关键问题。容器高架夹套、质量分布上重下轻以及连接松脱的结构特点导致系统抗震能力较差。对此，通过对交叉加固和平板约束方案的对比分析，最终采用在装置上部增加约束的方法极大提高了系统抗震能力，使装置抗震性能满足了有关要求，并为设计提供了可行的结构优化方案。
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...
2009年2月11—12日，由我校承担的863重点项目“大型压水堆核电站关键结构材料与工程应用技术”项目启动会在学校会议中心召开。科技部高技术中心新材料处处长卞曙光、项目主管傅殿霞，863领域专家张国庆教授应邀出席了会议。会议由科技处王西涛处长主持，谢建新副校长参加会议。同时参加会议的还包括参与该项目的12家单位的项目、技术负责人等约40余人。
基于双群点堆模型的小型压水堆反应性扰动的动态模拟
双群点堆模型 压水堆 反应性扰动
2009/2/23
本文采用双群点堆动力学模型耦合传热集总参数模型，分别对小型压水堆高、低功率条件下反应性扰动进行模拟，并与三维仿真模型进行比较。结果表明：本模型可较好地模拟小型压水堆反应性扰动情况下的功率、温度变化趋势及峰值，且分析时间短，能满足工程精度要求，可用于小型反应堆正常运行以及事故状态下反应性扰动的现场超时预测。
燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析
船用压水堆 温度系数 燃耗效应
2009/2/13
根据船用压水堆临界棒位、固体可燃毒物以及核燃料物理性能随燃耗的变化规律，分析了这些参数变化对反应堆温度系数的影响，得出船用压水堆温度系数随燃耗的变化规律，即在整个燃耗寿期内，船用压水堆具有负的温度系数，但随燃耗的加深温度系数的绝对值将逐渐减小。
微型反应堆燃料低浓化可行性初步研究
微型反应堆 低浓化 keff
2009/2/13
应用蒙特卡罗计算程序，模拟计算山东微堆的堆芯参数，包括keff、βeff、控制棒价值、上铍效率、内辐照中子通量以及停堆深度，计算结果与实验结果基本一致。保持微堆堆芯尺寸不变，采用低富集度UO2芯体燃料棒替换原来的高浓铀燃料棒，计算不同235U富集度下微堆的有效倍增系数keff，据此确定满足要求的UO2富集度为12.5%。在此基础上计算了富集度为12.5%的低浓堆芯参数，并与高浓堆芯参数进行了比较...
温度反馈阶跃反应性输入下的燃料元件温度场分析
温度场 燃料元件 温度反馈
2009/2/13
对燃料元件的非稳态温度场进行分析计算。结合反应堆物理、堆芯元件传热和与温度耦合的物性参数，给出了物理数学模型。采用稳定的差分格式进行计算，获得了有温度反馈阶跃反应性输入条件下的棒状燃料元件温度分布和变化规律，计算结果的精度较高，对堆芯热工设计与运行安全分析有参考价值，特别对处于经常变工况的核动力反应堆更有现实意义。
考虑新概念熔盐堆燃料盐的流动特性，从基本的粒子守恒方程出发，推导了熔盐堆的中子动力学模型，并采用数值方法对3种工况下熔盐堆的临界问题进行计算，考察流动对有效增殖系数、快中子分布、热中子分布及缓发中子先驱核分布的影响。结果表明：质量流量对有效增殖系数的影响很小，对热中子分布的影响比对快中子分布的影响大，而质量流量越大，缓发中子先驱核移出堆芯的比率也越大。
气空间对自然循环两相流动系统稳定性影响实验研究
核供热堆 稳定性 气空间
2009/1/15
微沸腾工况运行是核供热堆实现热电联供的关键性问题之一，微沸腾运行工况下，两相流系统稳定性更加不利和复杂。通过实验研究，揭示了气空间对两相流系统稳定性的影响，研究提出通过气空间改性来抑制系统不稳定。实验结果表明，在气空间加装隔离孔板，对两相流系统不稳定振幅有明显的抑制作用，对两相流系统不稳定边界也有改善。
长寿期供热堆外围组件方案研究
长寿期供热堆 物理设计 外围稀疏组件
2009/1/6
长寿期供热堆LNHR(long cyclenuclearheatingreactor)是在200MW核供热堆NHR 200基础上发展起来的,是以长寿期、高燃耗、低废物量、低温低压为特征的核反应堆。LNHR的最大特点是循环寿期长达13.9a,整炉换料。本工作研究不同外围组件方案对LNHR堆芯平均燃耗的影响,提出了外围稀疏组件的设计方案,达到了最佳的燃料经济性。
小波变换在快堆蒸汽发生器声学泄漏检测中的应用
快堆 泄漏检测 小波变换
2009/1/6
根据在清华大学液态金属实验室实验钠回路上得到的实验数据,采用基于小波变换的奇异性检测理论进行快堆蒸汽发生器水/水蒸气泄漏的故障诊断研究。结果表明:此方法使得声学泄漏探测系统的灵敏度得到了提高,且对泄漏发生时间的定位十分准确,是快堆蒸汽发生器水/水蒸气泄漏检测的有效方法。
决裂变因子在反应堆设计中是一重要的物理参数,由于在快裂变能域中,核反应机制复杂,特别对非均匀介质、复杂几何栅格系统,采用解析方法直接计算决裂变效应是困难的。因此,我们利用了蒙特卡罗方法。本文叙述了蒙特卡罗方法计算快裂变因子的一般处理过程以及相应的计算程序的功能等。