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基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟研究
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作者 李梓康 肖维 +2 位作者 张滕飞 罗池旭 刘晓晶 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期7-17,共11页
中子噪声是各类微小扰动作用下中子场涨落的现象,作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法,建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法,拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的... 中子噪声是各类微小扰动作用下中子场涨落的现象,作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法,建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法,拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的功能。针对混合氧化物燃料(MOX)算例和C4V基准题,采用与时域方法计算结果对比的方法,验证了频域方法的计算精度。数值结果表明,当扰动较微弱时,频域方法能够取得与已有的时域方法相当的精度,中子噪声幅值的相对误差小于2%,中子噪声相位的相对误差小于1%。 展开更多
关键词 变分节块法 中子噪声 输运理论
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一体化快堆顶层设计要求研究 被引量:1
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作者 周培德 张熙司 +9 位作者 胡赟 冯伟伟 刘琳 颜寒 王凤龙 王事喜 张强 李新宇 宋英韵 薛方元 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期15-26,共12页
一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立... 一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立了相关方法学,本文结合第四代核能系统评价方法学关注的经济性、安全性、可持续性及防核扩散等方面,特别是与设计相关的用户要求条款,研究提出一体化快堆的顶层设计要求,为开展一体化快堆设计工作设定设计目标或指标要求。 展开更多
关键词 一体化快堆 第四代核能系统 用户要求 设计要求
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一体化快堆顶层设计要求研究
3
作者 周培德 张熙司 +9 位作者 胡赟 冯伟伟 刘琳 颜寒 王凤龙 王事喜 张强 李新宇 宋英韵 薛方元 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2167-2178,共12页
一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立... 一体化闭式循环快堆核能系统,简称一体化快堆,是核裂变能发展的高级阶段。为确保其满足先进核能系统的定位,应基于一体化快堆的特点及用户需求,开展顶层设计要求研究,为后续设计和技术研发指明方向。国际上对第四代核能系统的评价建立了相关方法学,本文结合第四代核能系统评价方法学关注的经济性、安全性、可持续性及防核扩散等方面,特别是与设计相关的用户要求条款,研究提出一体化快堆的顶层设计要求,为开展一体化快堆设计工作设定设计目标或指标要求。 展开更多
关键词 一体化快堆 第四代核能系统 用户要求 设计要求
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二氧化硅纳米气凝胶保温材料与高温钠相容性试验研究
4
作者 张金权 阮章顺 +4 位作者 秦博 付晓刚 龙斌 周张健 恽迪 《材料导报》 北大核心 2025年第20期65-70,共6页
探索新型二氧化硅纳米气凝胶保温材料在钠冷快堆系统领域的应用,研究保温材料的高温性能和防钠火性能,对保证钠冷快堆设备、系统高效安全工作,乃至反应堆的长期稳定运行具有重要意义。为此,本研究开展了快堆用新型二氧化硅纳米气凝胶保... 探索新型二氧化硅纳米气凝胶保温材料在钠冷快堆系统领域的应用,研究保温材料的高温性能和防钠火性能,对保证钠冷快堆设备、系统高效安全工作,乃至反应堆的长期稳定运行具有重要意义。为此,本研究开展了快堆用新型二氧化硅纳米气凝胶保温材料与高温钠的相容性试验,采用外观形貌观察、燃烧温度测量、成分分析等分析测试方法对实验过程和结果进行了观察和分析。实验结果显示,二氧化硅纳米气凝胶保温材料在大气中高温烘烤后会释放大量CO、CO_(2)等气体,密闭空间有安全隐患;发生钠泄漏时,在钠没有燃烧的情况下,保温材料内将完全充满钠,其性状发生改变;钠泄漏燃烧后将直接引起保温材料的燃烧甚至爆燃,钠燃烧温度也因此升高,加重钠火事故后果;燃烧后的保温材料发黑、变脆,内部充斥着含钠微粒,保温材料性状完全改变,易引发二次火灾潜在危害。因此,二氧化硅纳米气凝胶保温材料在钠冷快堆系统钠泄漏工况下有较大安全风险。 展开更多
关键词 钠冷快堆 纳米多孔气凝胶 二氧化硅气凝胶 保温材料 钠泄漏 钠火事故 钠气溶胶
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基于组合神经网络模型的快堆堆芯瞬态热工水力参数预测方法研究
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作者 赵梓炎 赵鹏程 +2 位作者 刘紫静 李卫 于涛 《核技术》 北大核心 2025年第4期99-111,共13页
对于反应堆热工水力参数的预测,现有的研究多使用单一神经网络的预测方法,但在噪声较大的情况下,单一神经网络不能很好地剔除噪声的影响。本文使用基于经验模态分解法(Empirical Mode Decomposition,EMD)与奇异谱分析法(Singular Spectr... 对于反应堆热工水力参数的预测,现有的研究多使用单一神经网络的预测方法,但在噪声较大的情况下,单一神经网络不能很好地剔除噪声的影响。本文使用基于经验模态分解法(Empirical Mode Decomposition,EMD)与奇异谱分析法(Singular Spectrum Analysis,SSA)结合自适应径向基神经网络(Radial Basis Function Neural Network,RBF)的组合模型提高堆芯热工参数瞬态预测的精度。采用1/2中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)为研究对象,使用快堆子通道程序SUBCHANFLOW生成瞬态堆芯热工水力参数的时间序列,并利用组合神经网络模型对堆芯质量流量和包壳表面最高温度时间序列进行单步预测和连续预测。结果表明:相对于单一RBF神经网络,EMD-RBF组合神经网络和EMD-SSA-RBF组合神经网络对质量流量的单步预测误差分别下降41.2%和86.7%,对包壳表面最高温度的单步预测误差分别下降44.7%和60.5%,明显地降低了连续预测误差,且计算时间较短。该方法相比于深度神经网络有一定的优势,对于提高反应堆在工程应用中的安全性有一定的参考价值。 展开更多
关键词 经验模态分解 奇异谱分析 径向基神经网络 热工参数预测 快堆
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基于Seq2Seq模型的瞬态反应堆热工参数预测方法研究
6
作者 陈镜宇 刘喜洋 +2 位作者 杨腾伟 赵鹏程 刘紫静 《核技术》 北大核心 2025年第7期232-240,共9页
反应堆不同工况堆芯瞬态热工水力参数准确性直接影响反应堆安全性,快速、准确预测关键热工参数变化趋势有助于提高反应堆安全性。本文提出一种长短期记忆神经网络(Long Short-Term Memory,LSTM)与卷积神经网络(Convolutional Neural Net... 反应堆不同工况堆芯瞬态热工水力参数准确性直接影响反应堆安全性,快速、准确预测关键热工参数变化趋势有助于提高反应堆安全性。本文提出一种长短期记忆神经网络(Long Short-Term Memory,LSTM)与卷积神经网络(Convolutional Neural Networks,CNN)耦合的Seq2Seq(Sequence to Sequence)神经网络模型,运用小波分解法对热工参数数据预处理,通过子通道程序SUBCHANFLOW生成中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)数据样本,使用秩和比法(Rank-sum Ratio,RSR)对结果进行综合评价得出一种最优的预测方案。最后通过基于时间序列的K交叉折叠验证法、自助法对该方案进行泛化能力分析。研究结果表明:耦合CNN-LSTM的Seq2Seq神经网络模型预测性能最优,其具有较高的精度,更强的拟合能力,最大平均相对误差为0.552%。本文构建的模型方法能够快速提取时间序列特征,泛化能力强,对于预测反应堆关键热工参数具有一定参考意义。 展开更多
关键词 Seq2Seq神经网络模型 参数预测 SUBCHANFLOW 中国实验快堆
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Systematic experimental investigation on pressure build-up characteristics of water-jet injection into a molten LBE pool 被引量:1
7
作者 Hao-Ran Huang Zi-Jian Deng +1 位作者 Song-Bai Cheng Jia-Yue Chen 《Nuclear Science and Techniques》 2025年第1期161-174,共14页
In the scenario of a steam generator tube rupture accident in a lead-cooled fast reactor,secondary circuit subcooled water under high pressure is injected into an ordinary-pressure primary vessel,where a molten lead-b... In the scenario of a steam generator tube rupture accident in a lead-cooled fast reactor,secondary circuit subcooled water under high pressure is injected into an ordinary-pressure primary vessel,where a molten lead-based alloy(typically pure lead or lead-bismuth eutectic(LBE))is used as the coolant.To clarify the pressure build-up characteristics under water-jet injection,this study conducted several experiments by injecting pressurized water into a molten LBE pool at Sun Yat-sen University.To obtain a further understanding,several new experimental parameters were adopted,including the melt temperature,water subcooling,injection pressure,injection duration,and nozzle diameter.Through detailed analyses,it was found that the pressure and temperature during the water-melt interaction exhibited a consistent variation trend with our previous water-droplet injection mode LBE experiment.Similarly,the existence of a steam explosion was confirmed,which typically results in a much stronger pressure build-up.For the non-explosion cases,increasing the injection pressure,melt-pool temperature,nozzle diameter,and water subcooling promoted pressure build-up in the melt pool.However,a limited enhancement effect was observed when increasing the injection duration,which may be owing to the continually rising pressure in the interaction vessel or the isolation effect of the generated steam cavity.Regardless of whether a steam explosion occurred,the calculated mechanical and kinetic energy conversion efficiencies of the melt were relatively small(not exceeding 4.1%and 0.7%,respectively).Moreover,the range of the conversion efficiency was similar to that of previous water-droplet experiments,although the upper limit of the jet mode was slightly lower. 展开更多
关键词 Lead-cooled fast reactor Steam generator tube rupture accident Pressure build-up characteristics Experimental study Pressure water-jet injection
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热力耦合形变对铅铋泵水力特性影响的数值研究
8
作者 程新生 王福君 +2 位作者 王金伟 王振 曾煌棚 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期60-67,共8页
为了研究热力耦合形变对铅铋合金(LBE)泵水力特性的影响,通过数值计算获取了设计状态下LBE泵的温度场及流场分布特征,研究了热力耦合作用下LBE泵的结构变形,分析了过流部件关键尺寸的变化,并以变形前后的LBE泵为模型进行了全流道数值计... 为了研究热力耦合形变对铅铋合金(LBE)泵水力特性的影响,通过数值计算获取了设计状态下LBE泵的温度场及流场分布特征,研究了热力耦合作用下LBE泵的结构变形,分析了过流部件关键尺寸的变化,并以变形前后的LBE泵为模型进行了全流道数值计算,对比分析了热力耦合形变对LBE泵水力特性的影响。结果表明,热力耦合作用使得LBE泵的叶轮、导叶等关键过流部件在径向、轴向尺寸上均有所增加,且叶片安放角发生变化;热力耦合形变对LBE泵在设计工况下水力特性影响较小;在偏离设计工况下,泵内叶轮区域的扬程增加,导叶区域的能量损失加剧,流动特征被显著改变,水力特性与设计状态下的差异较大。 展开更多
关键词 铅铋合金(LBE)泵 热力耦合作用 变形 水力特性
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基于LoongSARAX的EBR-Ⅱ堆芯精细核子密度模型对中子物理特性的影响
9
作者 李梓康 罗池旭 张滕飞 《核技术》 北大核心 2025年第2期173-180,共8页
EBR-Ⅱ基准题是重要的钠冷快堆中子物理基准题,提供了复杂的堆芯布置和燃料核子密度空间分布,由于其精细数值模型的建模难度和计算代价较大,因此常采用核子密度按组件类型打混的方法建立简化模型。本研究使用LoongSARAX程序分别建立EBR... EBR-Ⅱ基准题是重要的钠冷快堆中子物理基准题,提供了复杂的堆芯布置和燃料核子密度空间分布,由于其精细数值模型的建模难度和计算代价较大,因此常采用核子密度按组件类型打混的方法建立简化模型。本研究使用LoongSARAX程序分别建立EBR-Ⅱ基准题的精细模型和简化模型,评估简化模型与精细模型在中子物理特性之间的偏差。研究结果显示,相比于精细模型,简化模型的计算耗时降低至十分之一,堆芯有效增殖因子偏低1.383×10^(-2),中子通量密度分布偏平缓,最大相对误差为4.25%。据此可知,虽然核子密度按组件类型打混的简化方法能够降低建模难度和计算成本,但堆芯中子物理特性与精细模型的偏差显著,采用精细模型仍然具有必要性。 展开更多
关键词 钠冷快堆 LoongSARAX EBR-Ⅱ基准题 核子密度分布
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中国钠冷快堆材料研发体系的研究 被引量:12
10
作者 王琦安 龙斌 +3 位作者 王西涛 方玉诚 张东辉 周培德 《钢铁研究学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第9期1-6,共6页
钠冷快中子反应堆(SFR,简称快堆)是中国发展第4代先进核能系统的主力堆型,也是中国核能技术实现闭式燃料循环和可持续发展的重要战略选择。目前快堆大部分关键结构部件均采用国外进口材料,成为严重制约中国快堆事业发展的瓶颈。根据中... 钠冷快中子反应堆(SFR,简称快堆)是中国发展第4代先进核能系统的主力堆型,也是中国核能技术实现闭式燃料循环和可持续发展的重要战略选择。目前快堆大部分关键结构部件均采用国外进口材料,成为严重制约中国快堆事业发展的瓶颈。根据中国钠冷快堆技术工程化与商业化发展的总体布局,分析了当前快堆材料的实际发展状况和所面临的核心问题,探讨了快堆材料研发的重点任务,并提出了快堆材料研发体系建设的基本思路及应对措施。同时,拟定了解决相应问题的快堆材料技术发展路线图,以期为中国钠冷快堆技术的发展提供支撑和借鉴。 展开更多
关键词 钠冷快堆 材料 研发 技术路线图
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钠冷快堆固有安全性 被引量:6
11
作者 俞保安 喻真烷 +1 位作者 朱继洲 周士荣 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第4期90-96,F003,共8页
一、引言安全性、经济性和增殖性是发展快堆的三大因素,其中安全性更是首先需要考虑的问题.用液态金属钠冷却的快中子增殖堆的主要安全特性列于表1,如果压水堆以失水事故作为主要研究对象,那么。
关键词 快中子增殖堆 金属钠 冷却 安全性
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船用核动力装置^(16)N在线检测系统研究 被引量:4
12
作者 邢宏传 高景辉 +1 位作者 王德忠 徐济 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2005年第1期48-51,66,共5页
在线监测主蒸汽系统的放射水平是提高船用核动力和气轮机系统的可用率和运行重要措施之一。核电厂已装备了NaI探头16N辐射在线监测系统,但不适用于船用。讨论了以BGO为探头的紧凑型船用16N辐射在线检测仪研发的关键问题,检测系统设计方... 在线监测主蒸汽系统的放射水平是提高船用核动力和气轮机系统的可用率和运行重要措施之一。核电厂已装备了NaI探头16N辐射在线监测系统,但不适用于船用。讨论了以BGO为探头的紧凑型船用16N辐射在线检测仪研发的关键问题,检测系统设计方案及其关键技术。 展开更多
关键词 船用核动力装置 装备 设计方案 在线检测系统 关键问题 探头 紧凑型 在线监测系统 可用率 核电厂
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水浴除尘器对钠气溶胶除尘效率试验研究 被引量:5
13
作者 王荣东 杜海鸥 +3 位作者 高耀鹏 刘晨 王密 王国芝 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第4期319-325,共7页
本文介绍了中国实验快堆钠工艺间事故通风系统使用的水浴除尘器的结构、除尘原理,试验流程的设计等。通过试验研究测量了不同风量条件下水浴除尘器的除尘效率,分析了影响水浴除尘器除尘效率的因素。试验结果表明,水浴除尘器在特定条件下... 本文介绍了中国实验快堆钠工艺间事故通风系统使用的水浴除尘器的结构、除尘原理,试验流程的设计等。通过试验研究测量了不同风量条件下水浴除尘器的除尘效率,分析了影响水浴除尘器除尘效率的因素。试验结果表明,水浴除尘器在特定条件下,对钠气溶胶除尘效率效果较好。该试验研究结果对快堆核电站除尘设备选择及除尘系统的设计有参考价值。 展开更多
关键词 钠气溶胶 水浴除尘器 除去效率
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利用超长寿命快堆嬗变亚锕元素的特性研究 被引量:5
14
作者 吴宏春 谢仲生 竹田敏一 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第4期381-384,共4页
对利用超长寿命快堆(ULLFBR)嬗变高放核废物亚锕元素(AMs)的堆芯物理特性进行了初步分析,得出了在ULLFBR中适当布置AMs,既可以嬗变MAs,又可以改善超长寿命反应堆的物理特性这一结论。
关键词 超长寿命快堆 嬗变 亚锕元素 核废物处理
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动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响 被引量:3
15
作者 杨从新 刘满 +4 位作者 王秀勇 于洪昌 牛红军 钱晨 刘志丹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期127-133,共7页
为了研究动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响,以钠冷快堆二回路泵原型样机为研究对象,基于剪切应力传输(SST)k-ω湍流模型,对5种导叶进口直径下的模型泵进行非定常数值计算,其中不同模型对应的动静叶栅相对间隙(s)分别为... 为了研究动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响,以钠冷快堆二回路泵原型样机为研究对象,基于剪切应力传输(SST)k-ω湍流模型,对5种导叶进口直径下的模型泵进行非定常数值计算,其中不同模型对应的动静叶栅相对间隙(s)分别为3.030%、4.545%、6.060%、7.575%和9.090%。获得了不同s的模型泵导叶流道区域的压力脉动特性及作用在转子上的径向力特性,分析结果表明:s为7.575%的模型泵,其扬程(H)和效率(η)均为5种模型中最高;导叶流道内各测点的压力脉动主频均为叶轮叶片通过频率,且各测点的叶频处压力脉动幅值沿导叶进口至出口方向逐渐降低;随着动静叶栅间隙增大,各测点处压力脉动及转子所受径向力脉动的叶频处幅值均逐渐降低,且高频脉动成分发生衰减;同时,转子所受径向力矢量大小和方向的波动性也逐渐减弱。 展开更多
关键词 钠冷快堆二回路泵 动静叶栅间隙 压力脉动 径向力
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CEFR主工艺系统和设备的特点、设计和力学分析 被引量:2
16
作者 余华金 李文宏 +2 位作者 王兵 杨红义 刘嘉一 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期484-489,共6页
中国实验快堆(CEFR)是我国第一座快中子反应堆,它的核岛主工艺系统是由我国引进技术,自主设计完成的,目前正在进行紧张的施工。本文简单介绍CEFR核岛主工艺系统和设备的主工艺特点、设计和力学分析过程中的问题和解决办法。
关键词 中国实验快堆 主工艺系统 管道 设备 分析
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EBR-Ⅱ无保护失流试验SHRT-45R分析 被引量:2
17
作者 王晋 王晓坤 +3 位作者 杨军 余洋 刘一哲 杨晓燕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期74-82,共9页
为验证中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS,对美国钠冷快堆EBR-Ⅱ的SHRT-45R无保护失流试验进行了计算分析。利用FASYS程序对试验的堆芯和一回路进行建模,以两台一回路主泵的转速、中间热交换器二次侧入口流量和温度... 为验证中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS,对美国钠冷快堆EBR-Ⅱ的SHRT-45R无保护失流试验进行了计算分析。利用FASYS程序对试验的堆芯和一回路进行建模,以两台一回路主泵的转速、中间热交换器二次侧入口流量和温度作为计算边界条件。通过对比分析计算值与试验值发现,以堆芯功率为输入数据时,泵流量和XX09测量组件冷却剂温度计算值与试验值吻合良好,由于采用点模型模拟堆芯上腔室温度,Z形管道进口温度计算值变化较试验值快。在堆芯功率和温度耦合计算情况下,堆芯功率的计算值与实测功率总体上吻合良好,堆芯相对功率低于10%后计算值略有偏大。FASYS程序对SHRT-45R试验的分析,验证了该程序的堆芯热工水力模型、一回路热工水力模型、点堆模型,特别是反应性反馈模型。 展开更多
关键词 钠冷快堆 系统分析程序 EBR-Ⅱ无保护失流试验 程序验证
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池式快堆自然循环堆芯出口回流效应分析
18
作者 戈光远 《科技资讯》 2025年第1期112-115,共4页
在池式快堆中,发生事故工况时,需要通过自然循环将热量排出。在自然循环工况下,冷却剂从下端冷池经过堆芯加热,通过堆芯通道进入上端热池。在堆芯出口处,具有较高温度的冷却剂与热池内冷却剂发生相互作用,热池内冷却剂在特殊情况下会发... 在池式快堆中,发生事故工况时,需要通过自然循环将热量排出。在自然循环工况下,冷却剂从下端冷池经过堆芯加热,通过堆芯通道进入上端热池。在堆芯出口处,具有较高温度的冷却剂与热池内冷却剂发生相互作用,热池内冷却剂在特殊情况下会发生回流效应进入堆芯通道内。这种现象会导致温度振荡,影响反应堆余热排出和引发结构安全问题,因此,研究回流效应的发生原理对反应堆设计有重要意义。通过合理简化,建立数值模型来对堆芯出口的回流效应进行理论分析,得出相应的判断公式,并与国外实验结果相验证,利用公式探讨回流效应发生的原理和影响因素。 展开更多
关键词 池式快堆 自然循环 混合对流 回流
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