包壳材料与裂变产物的相容性研究 

研究了包壳与燃料裂变产物的化学相互作用(FCCI),建立了模拟试验所需的两套试验设备——制备含模拟裂变产物包壳管样品用的惰性气体循环净化手套箱系统和等温模拟试验用的高温试验炉及其温度自动控制监测系统。对国内三个单位研制的钠冷堆不锈钢包壳管进行了FCCI堆外模拟试验。用光学显微镜、扫描电镜和能谱仪对23组(共69根样品)...
《高技术通讯》  1992年 第10期 下载次数(17)| 被引次数(1)

吸氧材料对快堆元件包壳内壁腐蚀的抑制作用 

根据快堆燃料/包壳化学相互作用(FCCI)的机理,选用Cr、Zr、Nb粉末(分析纯)分别作为抑制内壁腐蚀的吸氧材料添加到包壳管试样内,进行FCCI堆外模拟试验,并与不加吸氧材料的包壳管内壁腐蚀相互比较,以腐蚀形貌、腐蚀深度、模拟裂变产物对包壳管的渗透以及包壳管组分元素分布等方面的相对变化,观测和评述了所加吸氧材料在抑制...
《核科学与工程》  1996年 第04期 下载次数(77)| 被引次数(3)

模拟裂变产物腐蚀对国产不锈钢包壳管室温爆破性能的影响 

未经腐蚀的国产不锈钢包壳管与在两种不同氧势下经模拟裂变产物腐蚀后的包壳管相比,其室温爆破强度和周向延伸率有明显变化。由于氧势对包壳管腐蚀深度影响显著,从而也明显影响包壳管的爆破强度和周向延伸率。爆破口的微观形貌分析进一步显示了裂变产物腐蚀对包壳管力学性能的影响。试验方法对结果的影响也作了初步探讨。
《核科学与工程》  1995年 第04期 下载次数(73)| 被引次数(2)

国产不锈钢包壳管与裂变产物的化学相互作用──堆外模拟试验 

在两种氧势下(分别以Cr/Cr2O3和Ni/NiO模拟),对国内3个单位研制的不锈钢包壳管进行FCCI(燃料包壳化学相互作用)堆外模拟试验。低氧势下,包壳管内壁受裂变产物侵蚀不明显,受侵深度小于包壳管腐蚀设计裕量值。高氧势下,出现了基体腐蚀、晶界侵蚀和剥蚀3种类型兼有的腐蚀形貌,其侵蚀深度超过了腐蚀设计裕量值。化学相互...
《核科学与工程》  1995年 第03期 下载次数(75)| 被引次数(1)

国产不锈钢包壳管与裂变产物的化学相互作用——堆外模拟试验 

钠冷快堆裂变产物与元件包壳的化学相互作用研究在国外已开展近20年,但在国内尚为首次。在我国863计划的统一规划下,我们对国内三个单位研制的不锈钢包壳管进行了堆外模拟试验。除1990年对上海钢研所研制的316Ti包壳管作了试验研究外,
《中国原子能科学研究院年报》  1991年 第00期 下载次数(16)| 被引次数(0)

裂变产物核反应网络方程研究 

本工作拟通过建立核反应网络方程计算模拟系统,模拟强中子场下裂变产物核产生消失过程,研究强中子场对裂变产物核的影响,以及随时间的变化规律,给出有无中子场下裂变产额随时间的变化的区别,这为将来对不同的中子场下、不同的入射中子能量下裂变产物产额能量关系、质量分
《中国原子能科学研究院年报》  2011年 第00期 下载次数(15)| 被引次数(0)

裂变缓发γ射线能谱的蒙特卡罗模拟 

采用递次衰变路径搜索和遍历的递归算法编制一程序,该程序可用于计算裂变核素在中子辐照时和辐照后任意1种或1组裂变产物在任意时刻的放射性活度、γ能谱及其随时间的变化。计算了239Pu在池式堆快中子照射下的裂变缓发γ能谱。用MCNP软件模拟了高纯锗探头对裂变缓发γ射线的能谱响应。模拟结果可用于指导核材料裂变产额测量等研究工作...
《原子能科学技术》  2008年 第04期 下载次数(132)| 被引次数(5)

核电厂严重事故源项计算及研究进展 

介绍了严重事故源项分析程序,论述了严重事故源项模拟与实验研究进展及研究成果,主要包括严重事故下放射性核素的迁移与释放行为特征、存在形态与分布、工程措施对放射性源项的影响及模型实验验证等。最后,提出了目前严重事故源项研究中需要解决的问题。
《工业安全与环保》  2015年 第08期 下载次数(285)| 被引次数(3)

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析 

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项。
《核动力工程》  2009年 第05期 下载次数(386)| 被引次数(5)

在菲比斯研究堆进行的燃料熔化试验获得成功 

[英国《国际核工程》1996年9月刊第31页和法国《能源快报》1996年7月25和7月30日报道] 7月26日在法国南部卡达拉希研究中心的菲比斯(Phebus)研究堆的一个试验通道中,燃料熔化试验获得了成功。 这次试验的目的是要在密封的核试验装置中以缩小比例(按照压水堆五千分之一比例设计主要部件)再现压水堆堆芯...
《国外核新闻》  1996年 第12期 下载次数(14)| 被引次数(0)