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Proposal of a Deuterium-Deuterium Fusion/PWR Fission Hybrid Reactor
1
作者 Patrick Lindecker 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第4期190-233,共44页
This article proposes to associate a Deuterium-Deuterium (D-D) fusion reactor with a PWR (fission Pressurized Water Reactor) in a hybrid reactor. Even if the mechanical gain (Q factor) of the D-D fusion reactor is bel... This article proposes to associate a Deuterium-Deuterium (D-D) fusion reactor with a PWR (fission Pressurized Water Reactor) in a hybrid reactor. Even if the mechanical gain (Q factor) of the D-D fusion reactor is below the unity and consequently consumes more energy than it supplies, due to the high energy amplification factor of the PWR fission reactor, the global yield is widely superior to 1. As the energy supplied by the fusion reactor is relatively low and as the neutrons supplied are mainly issued from D-D fusions (at 2.45 MeV), the problems of heat flux and neutrons damage connected with materials, as with D-T fusion reactors are reduced. Of course, there is no need to produce Tritium with this D-D fusion reactor. This type of reactor is able to incinerate any mixture of natural Uranium, natural Thorium and depleted Uranium (waste issued from enrichment plants), with natural Thorium being the best choice. No enriched fuel is needed. So, this type of reactor could constitute a source of energy for several thousands of years because it is about 90 more efficient than a standard fission reactor, such as a PWR or a Candu one, by extracting almost completely the energy from the fertile materials U238 and Th232. For the fission part, PWR technology is mature. For the fusion part, it is based on a reasonable hypothesis done on present Stellarators projects. The working of this reactor is continuous, 24 hours a day. In this paper, it will be targeted a reactor able to provide net electric power of about 1400 MWe, as a big fission power plant. 展开更多
关键词 Fusion reactor fission reactor Hybrid reactor nuclear Energy Deuterium-Deuterium reactor DEUTERIUM Colliding Beams Racetrack STELLARATOR Power Plant PWR
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Nuclear Energy and Its History: Past Consequences, Present Inadequacies and a Perspective for Success
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作者 Romney B. Duffey Francesco D’Auria 《Energy and Power Engineering》 2020年第6期193-236,共44页
An attempt is made to locate nuclear technology within a logical context considering history, risks, societal catastrophes and perspectives: the need is identified for a new direction in the exploitation in order to r... An attempt is made to locate nuclear technology within a logical context considering history, risks, societal catastrophes and perspectives: the need is identified for a new direction in the exploitation in order to restore the role in energy production. We depict the situation coming from a marvelous history of discoveries started at the beginning of the XX century;heroes are recalled who made possible something that is inconceivable today: design, construction and production of electricity in a few years;that history was tainted by intentional nuclear explosions, </span><i><span style="font-size:12px;font-family:Verdana;">i.e.</span></i><span style="font-size:12px;font-family:Verdana;"> the original sin that we are now paying. Then, we attempt to show that the societal risk is an inherent part of the civilization. Restoring the public trust (towards nuclear fission technology) by matching nuclear safety with the current technological status and advancers in risk assessment is the key objective. The </span></span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">“</span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">independent assessment</span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">”</span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">, or a principle for the exploitation of nuclear energy already stated in the 50’s of the previous century, shall then re-appear. This is used to erect the signpost for a </span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">“</span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">dynamic barricade</span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;">”</span><span style="font-family:Verdana;font-size:12px;"> to further reduce the risk of operation of nuclear reactors and to match the design with current technological capabilities and with the frontiers of the research. 展开更多
关键词 Societal Risk Risk and Probability CATASTROPHES nuclear fission nuclear reactor Technology Dynamic Barricade Cost of Safety
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Viewing the Future of Nuclear Power Plants Following the 2011 Disaster in Fukushima Nuclear Power Plant
3
作者 Shervin Goudarzi Fatemeh Dadgarnejad Hojat Babaee 《Open Journal of Applied Sciences》 2015年第5期220-225,共6页
Concerning the increasing global energy demand, the current paper considers nuclear energy as a solution. Within this context, the 2011 disaster in Fukushima Nuclear Power Plant and, particularly, the technical disord... Concerning the increasing global energy demand, the current paper considers nuclear energy as a solution. Within this context, the 2011 disaster in Fukushima Nuclear Power Plant and, particularly, the technical disorders in boiling water reactors are explained. The deficiency of safety technique in boiling water reactors is explained. The deficiencies in safety procedure of this type of reactors manifested during 2011 earthquake and subsequent tsunami are explained. To complete the discussion, the newer technologies of reactors enabling them to act more safely during natural disasters are introduced. These investigations indicate that despite improvement in the fission reactor technologies, the danger embedded in them still remains. Therefore, the nuclear fusion using Deuterium-Tritium reaction is the best way forward for energy production in the future, and the best candidate of this type of reactors is Tokamak. 展开更多
关键词 nuclear fission nuclear Fusion FUKUSHIMA TSUNAMI Waste BOILING Water reactors
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Z箍缩聚变裂变混合堆简介
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作者 彭先觉 周良骥 +1 位作者 黄洪文 师学明 《核技术》 北大核心 2025年第7期9-20,共12页
Z箍缩聚变裂变混合堆是我国先进核能领域的一项颠覆性技术,有望率先实现聚变工程能量增益,引领先进核能开发。本文分析了核能发展态势,包括先进裂变堆发展现状和聚变能源开发面临的技术和经济挑战,指出发展潜力最大的是一体化钠冷快堆和... Z箍缩聚变裂变混合堆是我国先进核能领域的一项颠覆性技术,有望率先实现聚变工程能量增益,引领先进核能开发。本文分析了核能发展态势,包括先进裂变堆发展现状和聚变能源开发面临的技术和经济挑战,指出发展潜力最大的是一体化钠冷快堆和Z箍缩聚变裂变混合堆。概述了Z箍缩聚变基本原理、实现条件、技术特点以及中国工程物理研究院在Z箍缩驱动器、聚变物理方面的研究进展与成果。比较了Z箍缩聚变裂变混合堆与传统混合堆的区别,重点介绍了其设计特点、研究成果、先进性和发展规划。 展开更多
关键词 Z箍缩 聚变裂变混合堆 先进核能 聚变工程能量增益
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大功率空间核电推进技术研究进展 被引量:19
5
作者 李永 周成 +4 位作者 吕征 叶东东 王戈 丛云天 刘镇星 《推进技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期12-27,共16页
大功率空间核电推进系统是空间核电源技术和大功率电推进技术的高度融合,具有高能量密度、超高比冲、较大推力的优势,可适用于超大型航天器轨道转移任务、远距离无人深空探测任务、载人火星等大型深空探测任务,能够极大地拓展人类深空... 大功率空间核电推进系统是空间核电源技术和大功率电推进技术的高度融合,具有高能量密度、超高比冲、较大推力的优势,可适用于超大型航天器轨道转移任务、远距离无人深空探测任务、载人火星等大型深空探测任务,能够极大地拓展人类深空探测的能力。本文针对大功率空间核电推进技术,对其工作原理和系统组成进行了介绍,同时开展了关键技术梳理,重点归纳了国内外在技术领域的研究历程和最新进展。 展开更多
关键词 空间核电推进 核反应堆 动态能量转换 大功率电推进 综述
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外推-周期法测量ADS模拟装置的次临界度 被引量:9
6
作者 夏普 史永谦 +3 位作者 李义国 朱庆福 郑伍钦 朱国盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第4期294-296,共3页
在ADS次临界中子学研究中,将次临界外堆法和超临界周期法相结合,实验测量了模拟ADS次临界装置中心布置不同缓冲区材料时的有效增殖因子keff和缓冲材料所相当的反应性。实验结果与其它实验方法的结果进行了比较,相互符合较好。
关键词 外推-周期法 测量 ADS模拟装置 次临界度 有效增殖因子 缓冲材料 反应性 加速器
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空间核电推进技术发展研究 被引量:8
7
作者 周成 张笃周 +3 位作者 李永 汤章阳 于洋 唐玉华 《空间控制技术与应用》 2013年第5期1-6,共6页
空间核电推进系统具有高比冲、大功率、大推力和长寿命等特点,广泛适用于未来大型空间探测任务.在调研国外核电推进技术发展和空间应用情况的基础上,针对大型深空探测任务介绍基于核裂变反应堆的核电推进系统国外发展现状,总结核电推进... 空间核电推进系统具有高比冲、大功率、大推力和长寿命等特点,广泛适用于未来大型空间探测任务.在调研国外核电推进技术发展和空间应用情况的基础上,针对大型深空探测任务介绍基于核裂变反应堆的核电推进系统国外发展现状,总结核电推进系统所涉及的主要技术内容和已经取得的成果,梳理关键技术,并归纳了核电推进技术的发展趋势,最后对中国发展核电推进技术提出建议. 展开更多
关键词 空间核电推进 空间核反应堆 动态能量转换 大功率电推力器
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西安脉冲堆氙、钐反应性分析 被引量:5
8
作者 曾道桂 郑洪涛 沈锡荣 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期74-77,共4页
对西安脉冲堆裂变产物中毒进行了深入地分析研究。利用脉冲堆物理计算程序计算了西安脉冲堆在不同功率下停堆前后氙(135Xe)和钐(149Sm)反应性变化,得到氙毒和碘坑的计算值,并与实测值进行了比较。结果表明,理论计算值与实测值符合较好,... 对西安脉冲堆裂变产物中毒进行了深入地分析研究。利用脉冲堆物理计算程序计算了西安脉冲堆在不同功率下停堆前后氙(135Xe)和钐(149Sm)反应性变化,得到氙毒和碘坑的计算值,并与实测值进行了比较。结果表明,理论计算值与实测值符合较好, 特别是碘坑值,二者只相差5.7×10-5。碘坑反应性值较小,不会影响启动,即西安脉冲堆停堆后,随时都可以安全启动。 展开更多
关键词 西安脉冲堆 反应性 裂变产物 半衰期 平衡氙毒 最大氙毒 碘坑 中毒
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模块式小型堆MAAP建模及严重事故裂变产物释放特性研究 被引量:3
9
作者 王军龙 魏述平 +2 位作者 刘嘉嘉 谭怡 吕焕文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第S2期20-23,共4页
建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化... 建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化趋势,结果表明:在安全壳保持完整的条件下,惰性气体向环境的累积释放份额与时间成线性关系,随时间增加而增大;其他元素组向环境的累积释放份额在一段时间后达到最大,之后保持不变。该分析结果为ACP100严重事故条件下放射性释放和场外剂量分析奠定了基础。 展开更多
关键词 ACP100 MAAP建模 严重事故模拟
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西安脉冲堆计算值和实测结果分析 被引量:1
10
作者 沈锡荣 曾道桂 于颖锐 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期8-11,共4页
介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率(2MW)下连续运行了72小时,证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较,证明计算程序可靠,具... 介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率(2MW)下连续运行了72小时,证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较,证明计算程序可靠,具有较高精度。西安脉冲堆理论计算值与实验测量值符合较好,完全满足工程设计要求,实验测量结果达到了设计指标的要求。 展开更多
关键词 西安脉冲堆 计算值 临界棒位 积分价值 次临界度 部件反应性 实验测量结果
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在重水堆中用贫铀作为核燃料的应用研究 被引量:3
11
作者 张家骅 陈志成 包伯荣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 1999年第9期521-527,共7页
对以贫铀和钚组成MOX核燃料替代CANDU堆中的天然铀的可能性进行了探讨,从而开辟贫铀用于核能的途径。经过初步验算,得出了用235U含量为0.25%的贫化铀浓缩残渣和钚组成MOX核燃料(其重量比为99.5:0.5)可以替代CANDU堆中的天然铀... 对以贫铀和钚组成MOX核燃料替代CANDU堆中的天然铀的可能性进行了探讨,从而开辟贫铀用于核能的途径。经过初步验算,得出了用235U含量为0.25%的贫化铀浓缩残渣和钚组成MOX核燃料(其重量比为99.5:0.5)可以替代CANDU堆中的天然铀来维持重水堆中的链式反应,达到核能利用的目的。并展望了贫铀应用的前景。 展开更多
关键词 贫铀 MOX 核燃料 CANDU堆 裂变量 燃耗 重水堆
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我国先进核燃料循环技术发展战略的一些思考 被引量:41
12
作者 顾忠茂 《核化学与放射化学》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期1-10,共10页
从核裂变能可持续发展的角度,分析了各种核燃料循环方式的特点,指出了核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。为了充分利用铀资源并实现核废物的最少化,快堆燃料闭式循环是核裂变能可持续发展的根本出路。本文在介绍了国内... 从核裂变能可持续发展的角度,分析了各种核燃料循环方式的特点,指出了核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。为了充分利用铀资源并实现核废物的最少化,快堆燃料闭式循环是核裂变能可持续发展的根本出路。本文在介绍了国内外核燃料循环关键技术研究现状和发展趋势的基础上,探讨了我国核燃料循环科技的发展战略,并指出了为实现上述发展战略目标应采取的若干措施。 展开更多
关键词 核裂变能 热堆燃料循环 快堆燃料循环 可持续发展
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固体径迹探测器测量反应堆功率研究 被引量:2
13
作者 史永谦 兰义正 +1 位作者 李义国 李富民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第1期53-59,共7页
在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率,可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度,继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此,通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功... 在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率,可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度,继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此,通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功率。该方法可以减少与能谱测量有关的修正工作。由于辐照所需的中子通量密度低、时间短,因此与活化法等相比具有明显的优点。 展开更多
关键词 固体径迹探测器 裂变率 反应堆 功率 测量
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微型反应堆裂变率分布实验研究 被引量:1
14
作者 李义国 兰义正 +1 位作者 史永谦 郑伍钦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第6期492-496,共5页
利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率,得到了堆的裂变率分布和总裂变率,并与其它参数相结合,求得了反应堆功率。同时,测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度,得到单位功率的热中... 利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率,得到了堆的裂变率分布和总裂变率,并与其它参数相结合,求得了反应堆功率。同时,测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度,得到单位功率的热中子通量密度,即额定中子通量密度下的运行功率。文章给出的测量方法,避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。 展开更多
关键词 微型反应堆 固体径迹探测器 裂变率
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核聚变研究50年 被引量:26
15
作者 邱励俭 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第1期29-38,共10页
分析了国内外核聚变研究成果现状和发展的趋势 ,对国民经济发展过程中的能源需求作了预测 ,对中国的聚变能源战略和历史机遇 (经济、技术体系、地位 )作了讨论 ,介绍了聚变 裂变混合堆并提出了发展聚变 裂变混合堆的总体设想、研究内容... 分析了国内外核聚变研究成果现状和发展的趋势 ,对国民经济发展过程中的能源需求作了预测 ,对中国的聚变能源战略和历史机遇 (经济、技术体系、地位 )作了讨论 ,介绍了聚变 裂变混合堆并提出了发展聚变 裂变混合堆的总体设想、研究内容和预期目标。 展开更多
关键词 托卡马克 聚变-裂变混合堆 洁净核能 等离子体物理学 中国 核聚变研究
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聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究 被引量:8
16
作者 徐红 杨永伟 周志伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期97-102,共6页
研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计... 研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。 展开更多
关键词 聚变-裂变混合堆 水冷包层 核燃料 中子物理性能
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脉冲堆有限裂变链长的数学期望值分析(英文) 被引量:1
17
作者 刘建军 邹志高 张本爱 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2007年第1期80-84,共5页
讨论了在一个增殖系统引发一个持续裂变链所需要的平均中子数。在点堆模型基础上,考虑了在t0时刻系统引入一个源中子,在t时刻产生n个中子的概率(n,t0,t),推导了概率生成函数G(z;t0,t)所满足的偏微分方程,并得到了近似解。用近似解计算... 讨论了在一个增殖系统引发一个持续裂变链所需要的平均中子数。在点堆模型基础上,考虑了在t0时刻系统引入一个源中子,在t时刻产生n个中子的概率(n,t0,t),推导了概率生成函数G(z;t0,t)所满足的偏微分方程,并得到了近似解。用近似解计算了Godiva-II脉冲堆的有限裂变链长数学期望值,有限裂变链期望值反比于脉冲堆的反应性。 展开更多
关键词 脉冲堆 临界核系统 有限裂变链
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纵观国际核聚变进展探讨中国核聚变发展的道路 被引量:4
18
作者 邱励俭 《力学进展》 EI CSCD 北大核心 1999年第4期471-481,共11页
纵观了国际核聚变发展的历史过程,认为托卡马克要成为工程可靠、经济上有竞争能力的一代商用能源,尚有待时日.但作为聚变中子源驱动次临界装置(聚变-裂变混合堆)可解决上述在聚变商用化以前大规模发展核裂变能的四个重要问题(生... 纵观了国际核聚变发展的历史过程,认为托卡马克要成为工程可靠、经济上有竞争能力的一代商用能源,尚有待时日.但作为聚变中子源驱动次临界装置(聚变-裂变混合堆)可解决上述在聚变商用化以前大规模发展核裂变能的四个重要问题(生产核燃料、处理核废料、生产氛及处理军用钚);保持技术发展的连续性.这种系统由于是次临界的,因而是被动的固有安全的,而且可做到深燃耗或高效率,可以成为我国大规模、可持续发展核能的重要方式,也是推动永久清洁能源─—聚变能发展的重要台阶.本文对国民经济发展过程中的能源需求作了预测,分析了国内外核聚变研究成果现状和发展趋势,对中国的聚变能源战略和历史机遇(经济、技术体系、地位)作了讨论,介绍了聚变-裂变混合堆并提出了发展聚变-裂变混合堆的总体设想、研究内容和预期目标. 展开更多
关键词 核聚变 托卡马克 聚变裂变混合堆 核能 中国
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核能发电的特点及前景预测 被引量:10
19
作者 陈国云 范杜平 《电力科技与环保》 2011年第5期48-50,共3页
核能发电具有经济、环保、安全的特点,发展和推广核电既能确保能源的可持续发展,也能满足环境保护的需要。近年来,核电发展取得了一定成绩,但其热污染和放射污染问题仍需引起重视并采取相关的措施。
关键词 核裂变 核能发电 反应堆
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中子时间序列测量系统的研制
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作者 张京隆 周荣 +1 位作者 王忠海 杨朝文 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1370-1373,共4页
在反应堆瞬发中子衰减常数测量、特殊核装置的参数检测、聚变-裂变混合能源堆中子学积分实验等研究中,经常需要探测中子强度随时间的变化关系,从而获得这些装置或者系统的某些物理参数。为此,提出和实现了一套高精度宽量程测定中子时间... 在反应堆瞬发中子衰减常数测量、特殊核装置的参数检测、聚变-裂变混合能源堆中子学积分实验等研究中,经常需要探测中子强度随时间的变化关系,从而获得这些装置或者系统的某些物理参数。为此,提出和实现了一套高精度宽量程测定中子时间序列的测量系统。该系统包含两个独立通道,每个通道时间测量量程从1μs~100 ms可调,单次测量可记录中子数目104个,实验测定系统的最好时间分辨小于100 ps。 展开更多
关键词 中子 时间序列 反应堆 聚变-裂变混合堆
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