• 关于先进核能系统的安全性

    李寿栴

    就先进核能系统的安全性作些讨论,并与常规临界裂变堆作了比较。

    1999年01期 3-5页 [查看摘要][在线阅读][下载 124k]
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  • 低泄漏堆芯燃料管理的一种多循环优化方法

    程平东,沈炜

    提出一种用于指导压水堆低泄漏堆芯燃料管理的多循环优化方法。该方法将多循环优化问题分解为3步优化处理:首先用线性规划确定满足多循环总体目标最优的各个单循环优化目标参数,然后以此为条件,对多循环中相继的各个单循环进行燃料组件的优化布置,最后进行可燃毒物的优化配置。本文着重讨论第一步优化方法,并给出主要计算结果。

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  • 失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型

    郭玉君

    在分析和比较前人现有工作的基础上,提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附近的过渡区传热,从而回避了采用至今仍很容易混淆的骤冷温度、淬火温度和Leidenfrost温度,便于工程应用。在经过进一步验证之后,该模型将补充到TRAC程序中,扩充其预测能力。

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  • 西安脉冲堆动态特性分析

    景春元,朱继洲,陈达

    在Fuchs-Hansen的绝热模型的基础上,推导了脉冲堆的脉冲参数计算公式,计算了西安脉冲堆在引入不同反应性的动态参数,并分析计算了西安脉冲堆堆芯水腔和Mo-Tc靶件对堆的安全参数的影响

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  • 压水堆象限功率倾斜研究

    姚增华

    根据大亚湾核电站实测数据及法国电力公司(EdF)提供的某些数据,从反应性平衡方程出发,应用核设计软件分析研究引起象限功率倾斜比超限的根本原因。针对此根本原因提出了降低三环路压水堆核电站换料堆芯象限功率倾斜的方法,并在大亚湾核电站第4循环的设计中得到证实。发展了一种模拟象限功率倾斜的数值模型及预测换料堆芯象限倾斜比的方法。与实测数据相比,预测值的精度是令人满意的。

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  • 反应堆最优功率控制系统的设计

    赵福宇,曹艳

    主要分析了研究用小型反应堆的功率控制系统,利用频域内的最优传递函数方法,采用部分状态反馈,实现了最优控制系统。仿真结果表明,改进后的系统特性明显改善。所得结果可为小型反应堆和动力反应堆控制系统设计提供参考。

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  • 低环径比设计概念——一种可接受的核聚变动力系统

    黄布正,郑德昌,钱家溥

    低环径比(LAR)概念作为一种聚变动力堆设计方案,它的许多关键问题已用总体设计程序进行了评估计算。A=1.4,κ=3,βT=62%和自持电流为87%的平衡设计的物理基础取自过去已得到的结果。计算表明,若引入氪(Kr)以便增加等离子体芯部辐射,则可将偏滤器上的热流部分地转移到第一壁上,但此时芯部的聚变功率也有所减少。设计中采用了积极的工艺措施,将关键部件的参数推向设计极限,为了减小堆尺寸,对铜合金的环向磁场(TF)线圈中心柱未施屏蔽。本文提出了一项能承受高的热负荷和中子壁负载的堆设计,它在第一壁和包层中用氦作载热剂、钒合金作结构材料、锂作氚增殖剂。若采用上述材料组合和设计,一个电功率为1966MWe的聚变动力堆的尺寸,可减小到大半径为3.05m。设铜合金和钒合金的辐照寿命为15MWy/m2,考虑到在堆的30年寿期内,须更换铜合金中心柱和外侧第一壁以及包层,估计电价为5.19美分/千瓦时,而总的直接投资为48.8亿美元。这说明采用本LAR设计,聚变电厂的造价(2482美元/千瓦电)开始接近可接受的价格水平,为了获取经济的聚变动力,采用LAR发展途径可能是明智之举。

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  • 有限差分方法下组件通量精细分布重构方法

    李富,罗征培

    为准确处理中子探测器的响应,对于扩散差分计算得出的通量分布也有必要进行组件通量精细分布重构,二维双二次样条函数是最理想、方便的选择。给出了实现的具体方法和公式。此方法可适应任何通量分布形状、任意网格划分,并在组件边缘保证中子流连续。

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  • 面对等离子体材料铍的抗热冲击性能

    钱蓉晖

    金属铍作为面对等离子体材料的候选者之一,其热冲击性能受到广泛关注。以高功率扫描电子束加热模拟聚变堆面对等离子体材料的高热负荷工作状态,考察了5种不同方法制备的铍材经热冲击后表面熔化、升华及裂纹形成规律,在10MJ/m2热冲击能量密度以内,几种铍材的表面烧蚀深度约在150μm以内。材料失重率不大于40μg/mm2。实验表明:等离子体物理气相沉积法制备的样品具有较好的抗热冲击性能。

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  • 含硼石墨中甲烷的热解吸行为研究

    刘翔,张斧,许增裕,谌继明

    研究了含硼石墨GB110(10wt.%B)甲烷(CH4)的热解吸谱,发现甲烷的解吸谱主要由3个峰构成,估算出了CH4不同峰值的解吸激活能。为了弄清含硼石墨中甲烷的形成与解吸机理,分别对高纯石墨ISO880U和B4C涂层进行了热解吸实验,同时对材料的微观结构进行了分析。经过比较,表明甲烷在含硼石墨中的形成与解吸有3个过程:氢离子注入导致甲烷沿气孔内壁形成,并通过石墨内部的微通道向表面自由扩散;被石墨中B4C析出物所俘获的氢原子与B4C化合物中的碳原子反应,从而生成甲烷并解吸出来;以及石墨晶格俘获的氢原子与碳原子化学反应产生的甲烷,通过体扩散过程解吸。其中前后两个过程起主导作用。

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  • 含氟体系中重铀酸铵沉淀过程的研究

    康仕芳,余正,赵王君

    应用UF6水解模拟液UF2O2+4HF与NH3水反应研究了ADU的沉淀过程,研究结果认为,ADU的沉淀过程可分为:中和阶段、AUF[(NH4)3UO2F5]生成阶段、ADU生成阶段。并对中间化合物AUF结晶生成规律,化学组成等进行了研究。详细讨论了一些重要工艺条件对ADU生成条件及特性的影响。

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  • 直线加速器中几何因子随电荷束团密度分布的变化

    陈银宝,黄志斌

    直线加速器中的几何因子g是电荷束团的尺寸和管道半径的函数。并依赖于电荷束团的电荷密度分布。采用有限圆柱空间电荷模型,针对KapchinskijVladimirskij(K-V)分布、水袋(WB)、抛物线(PA)分布和高斯(GA)分布,分别求得其表达式;通过数值计算,给出了相应的图表曲线

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  • 研究堆铝包壳元件水池贮存的腐蚀问题

    罗上庚

    评述了研究堆乏燃料管理的重要性;总结了影响研究堆元件铝包壳腐蚀的因素;从美国和其它一些国家的经验与教训,指出关键是池水的水质;介绍了减轻铝包壳腐蚀的措施。

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  • 压水堆中使用均匀混合型铀-钍燃料(UO_2+ThO_2)的堆芯物理特性研究

    陈志成,包伯荣,张家骅

    1引言随着核能的迅速发展,唯一天然存在的可分裂同位素U-235正在现有的核电站中大量地消耗,而自然界中铀的储量又十分有限,故从长远观点看,必将对作为潜在核能源的钍-232尽早加以利用。通过对均匀混合型(UO2+ThO2)燃料组件,使用在压水堆堆芯中的...

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  • 用于压水堆扩散计算的全堆芯格林函数方法

    吴宏春,谢仲生,章宗耀

    1引言70年代前,中子扩散方程主要采用有限差分方法求解。利用差分方法求解时,为了保证一定的计算精度,必须使网格很小,这样必然会耗费大量的计算时间和计算机内存,特别是三维问题的计算几乎无法实现[1]。70年代后期,发展起一类先进节块方法,这类方法计算速...

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