CANDU重水堆核电厂核测技术的分析和自主化研究 

秦山三期工程是我国首次从加拿大引进的两台728MW坎杜6型(CANDU6)重水堆核电项目。 作为重水反应堆核功率测量系统所使用的核探测器担当着为重水堆核电站安全停堆系统和功率调节系统及时、准确提供动作信号,进而确保反应堆安全的任务,其重要性不言而喻。 ...
上海交通大学  硕士论文  2007年 下载次数(358)| 被引次数(4)

模块式高温气冷堆的安全特性 

分析了模块式高温气冷堆所具有的固有安全特性:1.余热载出的固有安全特性;2.反应堆瞬变的固有安全性;3.阻止放射性释放的多重屏障。并对模块式高温气冷堆的安全特点与压水堆进行了对照比较。
《高技术通讯》  1994年 第11期 下载次数(357)| 被引次数(10)

国外核电厂严重事故研究规模与现状 

三里岛事故和切尔诺贝利事故后,二十几年来,世界上投入了大量的资源进行研究核电厂在严重事故时可能发生的现象、它们可能导致的严重后果以及应该采取的安全对策。介绍严重事故研究的主要内容、国外投入的研究规模与现状。
《核安全》  2003年 第02期 下载次数(351)| 被引次数(2)

模块式高温气冷堆的物理特性 

模块式高温气冷堆的重要特征和优点是固有安全性、可高效发电、可高温制氢及多种工艺热应用。在物理特性上,球床模块式高温气冷堆也具有独特的优点和特性,并有一套专门的分析方法和分析程序。作为石墨慢化的反应堆,虽然由于固有安全性要求,模块式高温气冷堆通常采用瘦长型堆芯,中子泄漏大,但是,由于高燃耗,反应堆的核燃料利用率仍然较高;...
第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议论文集  2008-08-01 下载次数(343)| 被引次数(3)

核废物的来源、特性与分类原则的研讨 

本文阐述了核废物的产生,特性和环境影响;对核废物的分类,处理和处置原则进行了讨论。
《四川环境》  1994年 第02期 下载次数(342)| 被引次数(8)

HTR-10燃料元件的制造和发展趋势 

经过二十多年的研究和发展,研制成功了具有我国自主知识产权的高温气冷堆燃料元件制造技术,为10MW高温气冷堆生产了首炉燃料元件。生产的燃料元件所有性能指标均满足设计要求,平均制造破损率为4.7×10-5,达到了世界先进水平。为了考验燃料元件在堆内正常工况和事故工况下的辐照性能,分别从第一和第二批产品中各取出两个燃料球进行...
《核标准计量与质量》  2006年 第03期 下载次数(339)| 被引次数(11)

高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型 

高温气冷堆的燃料元件的基本构成单元是全陶瓷型的包覆燃料颗粒,其性能决定了高温气冷堆的安全性。除了传统的辐照实验检测外,建立理论模型对其研究具有重要的意义。本文主要介绍了TRI-SO型包覆燃料颗粒的结构及破损机制,以及国外现有的几个主要模型的基本假设,计算原理和特点,通过对比几个模型的优缺点,提出今后研究的方向。
《核科学与工程》  2010年 第03期 下载次数(336)| 被引次数(9)

TRISO包覆燃料颗粒放射性核素的产生及安全性分析 

固态燃料熔盐堆概念是由美国科学家于本世纪初首先提出的,其采用氟化物熔盐作为冷却剂,石墨作为慢化剂,三结构同向性型(Tri-structural iso-tropic,TRISO)包覆颗粒球形元件作为燃料。球形燃料元件分为燃料区和非燃料区,燃料区是由TRISO包覆燃料颗粒均匀分散在基体石墨中,非燃料区为基体石墨材料。TR...
中国科学院研究生院(上海应用物理研究所)  硕士论文  2014年 下载次数(331)| 被引次数(4)

认证级LOCA分析工具开发中相关模型修改及验证 

为开发核电厂认证级冷却剂丧失事故(LOCA)分析程序平台,在分析比较两种不同认证级LOCA分析方法之后,本文采用目前较现实的技术路线,即在最佳估算计算程序RELAP5/MOD3平台上,修改相关模型或关系式,使其满足有关法规(10CFR50附录K)的保守评价模型要求,进而形成认证级LOCA分析工具。以期通过“...
上海交通大学  硕士论文  2008年 下载次数(331)| 被引次数(7)

钚的利用与核裂变能的可持续发展 

简要分析了当今世界的能源结构 ,指出以化石燃料为主的能源供应不可持续。概述了乏燃料后处理与钚的循环对充分利用铀资源的贡献 ,指出钚和其他锕系元素的彻底焚烧 ,有可能最大限度地减少放射性废物量及其毒性 ,从而实现核裂变能的可持续发展
《核科学与工程》  2003年 第02期 下载次数(329)| 被引次数(11)

国外乏燃料高温冶金后处理产生废物的处理方法 

本文综述了国外乏燃料高温冶金后处理产生废物的处理方法。乏燃料高温冶金后处理过程中产生的废物主要包括金属废物和含盐废物两种。金属废物一般将其熔制成铸铁形式;含盐废物通常有三种处理方法,即陶瓷固化、磷酸盐沉淀或将含盐废物转化成氧化物后进行固化处理。我国目前在这一领域处于起步阶段,应该重视借鉴这些国家的经验。
《辐射防护》  2008年 第03期 下载次数(325)| 被引次数(12)

热堆中添加MA核素的嬗变研究 

核电站向人类提供大量电力的同时也带来了不少环境和社会方面的问题,其中最能引起公众关注,同时也是最需要解决的问题是如何妥善处置核电站乏燃料中含有的大量的长寿命高放射性废物。长寿命高放射性废物主要包括长寿命裂变产物(LLFP)和镎、镅、锔等次锕系核素(MA),它们需要经过上万年的衰变才能消除放射性危害。因此妥善解决长寿命高...
华北电力大学  硕士论文  2012年 下载次数(322)| 被引次数(9)

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算 

为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不...
《核动力工程》  2010年 第02期 下载次数(321)| 被引次数(12)

高温氧化挥发法——一种先进乏燃料后处理的首端工艺技术 

高温氧化挥发处理技术是乏燃料后处理的干法首端过程,其目的是在乏燃料后处理分离工艺前实现包壳与燃料芯块分离,燃料氧化和裂变产物3 H、85 Kr/Xe、14 C、129I、Cs的去除。此过程既有利于乏燃料元件的溶解,又有利于在乏燃料元件进入溶解工艺之前实现氚碘等裂变元素去除,是实现整个乏燃料后处理流程过程废液最小化和氚碘...
《原子能科学技术》  2015年 第05期 下载次数(314)| 被引次数(2)

核工程中的石墨和炭素材料(第三讲) 

3 石墨和炭素材料在高温气冷堆中的应用 3.1 中子慢化和慢化材料 上一讲中我们讨论了核反应堆的中子平衡,核反应堆运行的必要条件是 keff≥ 1,热中子利用系数 f是 keff的组成因素之一,为了达到相同的 keff,如果 f增大,其他因素就可以降低
《炭素技术》  2000年 第03期 下载次数(314)| 被引次数(10)

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