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溶解氧对蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积规律的影响
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作者 张贵泉 王威 +3 位作者 姚建涛 龙国军 吴志军 贾晶晶 《热力发电》 北大核心 2025年第10期126-132,共7页
高温气冷堆核电机组蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积严重会威胁机组安全运行,为此,在模拟高温气冷堆二回路水工况条件下,研究了水中溶解氧对节流孔沉积速率的影响,以及水中胶体铁ZETA电位随溶解氧的变化规律。实验结果表明:节流孔区域腐... 高温气冷堆核电机组蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积严重会威胁机组安全运行,为此,在模拟高温气冷堆二回路水工况条件下,研究了水中溶解氧对节流孔沉积速率的影响,以及水中胶体铁ZETA电位随溶解氧的变化规律。实验结果表明:节流孔区域腐蚀产物的沉积速率对溶解氧非常敏感,其随水中溶解氧质量浓度的增加而降低;其次,过高的pH值不利于节流孔沉积现象的抑制,这主要归因于溶解氧和p H值对胶体铁ZETA电位的影响;壁电流电动效应在节流孔沉积中发挥重要作用,提高给水中溶解氧质量浓度是抑制高温气冷堆蒸汽发生器节流孔沉积和堵塞的有效方法。 展开更多
关键词 高温气冷堆 节流孔 沉积速率 溶解氧 电动效应
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球床式高温气冷堆物理热工计算程序NECP-Panda中子学计算模块研制 被引量:1
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作者 吴宇轩 王永平 +3 位作者 秦帅 曹良志 吴宏春 罗勇 《核技术》 北大核心 2025年第3期183-194,共12页
为了进一步提高球床式高温气冷堆堆芯物理计算精度,西安交通大学核工程计算物理(Nuclear Engineering Computational Physics,NECP)实验室自主研发了适用于球床式高温气冷堆物理热工计算程序NECP-Panda的中子学计算模块。本文介绍了NECP... 为了进一步提高球床式高温气冷堆堆芯物理计算精度,西安交通大学核工程计算物理(Nuclear Engineering Computational Physics,NECP)实验室自主研发了适用于球床式高温气冷堆物理热工计算程序NECP-Panda的中子学计算模块。本文介绍了NECP-Panda的计算框架,重点阐述了中子学计算部分的理论方法,并进行了验证计算。计算问题包括简化混合球床堆算例以及高温气冷堆核电示范工程(High Temperature Reactor Pebble-bed Module,HTR-PM)的净堆装料和吸收体价值计算。数值结果表明:NECP-Panda对简化混合球床堆的keff计算与蒙特卡罗连续能量结果符合良好,计算的HTR-PM临界装料高度与蒙特卡罗连续能量结果高度一致,吸收体价值非常吻合,证明了NECP-Panda针对球床式高温气冷堆的中子学计算具有良好的计算能力和精度,为后续模块的开发奠定了坚实基础。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 中子学 HTR-PM 吸收体价值 蒙特卡罗
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高温气冷堆氦气透平中石墨粉尘沉积特性研究
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作者 王晓钟 孙琦 +2 位作者 彭威 祝银海 姜培学 《航空动力学报》 北大核心 2025年第10期77-86,共10页
针对石墨粉尘在高温气冷堆(HTGR)氦气透平内沉积影响性能与维护的问题,通过数值模拟的方法研究了石墨粉尘颗粒在具有气膜冷却的氦气透平叶片表面上的运动沉积行为,考虑了颗粒与壁面之间的反弹作用以及流场对沉积颗粒的起尘作用,建立了... 针对石墨粉尘在高温气冷堆(HTGR)氦气透平内沉积影响性能与维护的问题,通过数值模拟的方法研究了石墨粉尘颗粒在具有气膜冷却的氦气透平叶片表面上的运动沉积行为,考虑了颗粒与壁面之间的反弹作用以及流场对沉积颗粒的起尘作用,建立了石墨粉尘颗粒的沉积-重悬浮模型。研究结果表明:对于氦气透平叶片,吸力面几乎没有颗粒发生撞击,因此基本没有颗粒沉积。而压力面的颗粒沉积主要集中在中部,末端由于切应力较大,颗粒重悬浮效应较为明显。小颗粒由于惯性较小,更容易在反向对漩涡的影响下发生沉积,其沉积率主要受到碰撞率的影响;大颗粒由于临界沉积速度较小,所以沉积率显著低于小颗粒,其沉积率主要受到黏附率的影响;随着吹风比的增加,气膜的卷吸作用增强,使得小颗粒的沉积率不断增加。 展开更多
关键词 高温气冷堆(htgr) 氦气透平 石墨粉尘 沉积 重悬浮
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高温气冷堆与压水堆辐照生产^(238)Pu的对比研究
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作者 谭博 文宇同 +1 位作者 佘顶 夏冰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第10期2190-2199,共10页
^(238)Pu是理想的同位素热源,广泛应用于太空探索、极地气象研究等领域。反应堆辐照是^(238)Pu的主要生产途径。本文基于^(237)Np生产^(238)Pu的燃耗链理论模型,采用中间核素的平衡浓度假设,推导出^(238)Pu产量的最大转化比模型,并使用... ^(238)Pu是理想的同位素热源,广泛应用于太空探索、极地气象研究等领域。反应堆辐照是^(238)Pu的主要生产途径。本文基于^(237)Np生产^(238)Pu的燃耗链理论模型,采用中间核素的平衡浓度假设,推导出^(238)Pu产量的最大转化比模型,并使用堆芯燃耗计算程序NUIT进行^(238)Pu的产量分析计算。同时研究了中子通量密度、能谱差异、慢化剂体积比(慢化剂体积与燃料体积的比值)、温度等因素在典型高温气冷堆(HTGR)和压水堆(PWR)中对^(238)Pu产量的影响。研究发现,^(238)Pu的产量主要与^(237)Np的俘获截面与^(238)Pu的吸收截面有关;而^(238)Pu的转化速率则主要与中子通量密度以及^(237)Np的俘获截面相关。在相同的总中子通量密度下,由于HTGR相比PWR对中子的慢化更充分,虽然^(238)Pu在HTGR中的最大转化比略低于PWR,但HTGR生产速率显著高于PWR,且在满足^(238)Pu纯度要求的前提下,其副产品236Pu的含量显著低于PWR,在实际的^(238)Pu生产上更具优势。本文的分析结果体现了HTGR在同位素生产方面的潜力。 展开更多
关键词 ^(238)Pu NUIT 单群截面 最大转化比 htgr PWR
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HTGR燃料元件炭化工艺优化 被引量:4
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作者 卢振明 张杰 +2 位作者 周湘文 刘兵 唐亚平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期71-75,共5页
采用热失重-红外联用(TG-IR)、差示量热分析(DSC)方法研究高温气冷堆燃料元件基体材料中作为黏结剂的酚醛树脂在20~800℃的分解过程。用热机械分析仪(TMA)分析石墨球样品在20~800℃的动态热膨胀特性。测试结果表明,酚醛树脂在50~70... 采用热失重-红外联用(TG-IR)、差示量热分析(DSC)方法研究高温气冷堆燃料元件基体材料中作为黏结剂的酚醛树脂在20~800℃的分解过程。用热机械分析仪(TMA)分析石墨球样品在20~800℃的动态热膨胀特性。测试结果表明,酚醛树脂在50~70℃的范围内发生相变,在测试温度范围内分解经过2个连续的放热过程,石墨球样品相应地先膨胀后收缩。采用4段炭化制度所制基体材料的压碎强度达到19.9 kN、落球强度在60次以上,各项指标完全满足设计要求,而且炭化工艺生产效率提高71%。研究表明,在动态条件下根据样品尺寸随温度的变化建立的炭化升温制度更为合理;炭化过程中,缩聚反应引起的体积变化是决定升温速率的关键。 展开更多
关键词 高温气冷堆 燃料元件 炭化 酚醛树脂
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MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展 被引量:5
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作者 周克峰 陈召林 +3 位作者 冯进军 高强 李茂林 刘运陶 《核安全》 2013年第3期62-67,共6页
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针... MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。 展开更多
关键词 MELCOR 2 1 高温气冷堆 超设计基准事故 新进展
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高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究 被引量:2
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作者 焦荣洲 何培炯 +1 位作者 刘秉仁 朱永(贝睿) 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第4期357-363,共7页
针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、^(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6%,钍、铀产品对Cs,Sr,Zr—Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。
关键词 萃取 核燃料后处理 高温气冷型堆
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用于PB-HTGR燃料球运动规律研究的钴-60螺旋CT系统研发 被引量:2
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作者 刘锡明 吴志芳 +1 位作者 丛鹏 苗积臣 《CT理论与应用研究(中英文)》 2015年第2期283-289,共7页
在球床式高温气冷堆(PB-HTGR)中,球形燃料元件在堆芯中的流动特性是堆芯物理设计和几何设计的基础,球流运动规律的研究在发展球床式高温气冷堆技术中具有基础性的作用。目前还没有一种有效的手段检测燃料球在堆芯中的运动轨迹,有关球流... 在球床式高温气冷堆(PB-HTGR)中,球形燃料元件在堆芯中的流动特性是堆芯物理设计和几何设计的基础,球流运动规律的研究在发展球床式高温气冷堆技术中具有基础性的作用。目前还没有一种有效的手段检测燃料球在堆芯中的运动轨迹,有关球流运动规律的理论和实验研究尚不够完善。为了对燃料球在堆芯中的运动规律进行三维实验研究,清华大学核研院按实际堆芯结构等比例缩小设计了实验模型,通过检测目标球在模型中的运动轨迹,可以对不同工况下燃料球的运动规律进行模拟研究。为了满足目标球的检测要求,我们设计了钴-60多层螺旋CT检测方案,可以进行目标球的识别和轨迹追踪,验证实验结果表明该方案可以满足实验系统对目标球检测的要求。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 钴-60螺旋CT 燃料球运动规律
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基于全隐算法的螺旋管蒸汽发生器瞬态分析程序开发及验证
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作者 刘伟 胡守印 +5 位作者 续亮 汤霆辉 李雪琳 王朗 吴攀 单建强 《核技术》 北大核心 2025年第4期172-181,共10页
高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器两侧的运行工质分别为氦气和水,两者物性差异大,瞬态响应时间不同,用传统半隐数值求解方法开发得到的热工安全程序往往会因为库朗特准则而降低时间步长,从而降低蒸汽发生器热工水力程序的计算效率。本文以高... 高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器两侧的运行工质分别为氦气和水,两者物性差异大,瞬态响应时间不同,用传统半隐数值求解方法开发得到的热工安全程序往往会因为库朗特准则而降低时间步长,从而降低蒸汽发生器热工水力程序的计算效率。本文以高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器为研究对象,以均相流水力学模型为基础,采用对流-扩散项全隐差分格式算法求解基本守恒方程,采用流热全耦合算法求解传热管的导热过程,开发了全新的高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器瞬态分析程序NUSOL-HTGRSG。采用球床模块式高温气冷堆(High Temperature Reactor-Pebble bed Modules,HTR-PM)蒸汽发生器的设计工况和经过验证的螺旋管直流式蒸汽发生器热工水力分析程序NUSOL-SG的瞬态计算结果开展了稳瞬态的验证。稳态计算结果表明:一次侧、二次侧出口温度及两侧压降误差基本小于1%。瞬态计算结果表明:相同工况下,两个程序的瞬态响应结果的最大相对偏差为1.4%。验证结果表明:NUSOL-HTGRSG程序能够有效预测高温气冷堆中螺旋管蒸汽发生器在稳态工况下的运行参数,并且能以较大时间步长(5 s)准确预测其瞬态特性。 展开更多
关键词 高温气冷堆 螺旋管式蒸汽发生器 瞬态特性分析 全隐算法 程序开发
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基于精细燃耗链的球床高温气冷堆裂变产额不确定性分析
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作者 崔梦蕾 王连杰 +1 位作者 王毅箴 郭炯 《核技术》 北大核心 2025年第11期167-177,共11页
球床高温气冷堆是不停堆换料堆芯,其燃料形状为球形。在平衡态堆芯中,各燃料球需经历15次从堆芯上部投入堆芯并在重力作用下从底部卸出堆芯的过程,具有复杂的燃耗历史。球床高温气冷堆平衡态堆芯燃耗过程中,裂变产额及其不确定性主要影... 球床高温气冷堆是不停堆换料堆芯,其燃料形状为球形。在平衡态堆芯中,各燃料球需经历15次从堆芯上部投入堆芯并在重力作用下从底部卸出堆芯的过程,具有复杂的燃耗历史。球床高温气冷堆平衡态堆芯燃耗过程中,裂变产额及其不确定性主要影响着平衡态堆芯核素库成分组成、核素浓度大小和核素在堆芯不同位置的分布,在平衡态堆芯中这些与堆芯核素库相关的因素将不会发生变化。当反应堆停堆后,裂变产额不确定性将会通过核素浓度不确定性传递至衰变热不确定性。而球床高温气冷堆衰变热不确定性决定了事故工况下燃料球最高温度,关系着反应堆的固有安全性,因此需深入研究球床高温气冷堆裂变产额不确定性对平衡态堆芯燃耗过程中核素浓度不确定性的贡献。目前,球床高温气冷堆堆芯物理设计及不确定性分析程序VSOPUAM虽然可量化裂变产额不确定性对平衡态堆芯keff及核素浓度不确定性的贡献,但VSOP-UAM简化了球床高温气冷堆的燃耗计算过程,省略了许多燃耗链,且仅能输出百余种核素信息,不能精细定量化分析裂变产额不确定性。因此需要开发基于精细燃耗链及全核素库的球床高温气冷堆精细燃耗不确定性分析功能。堆芯源项计算程序(NUclide Inventory Tool,NUIT)可开展球床高温气冷堆定功率燃耗计算及衰变热计算,且可提供完整的燃耗及核素库信息,并已具备235U的裂变产额不确定性分析程序NUIT-EMBAD。本文基于NUIT-EMBAD燃耗计算不确定性分析程序,开发了基于精细燃耗链的233U、239Pu和241Pu裂变产额不确定性分析功能,定量分析各裂变产额不确定性对燃耗计算不确定性的贡献。经对比发现,239Pu与235U的裂变产额不确定性对燃耗过程的贡献相当,NUIT-EMBAD对锕系核素的核素浓度不确定度贡献大多数小于VSOP-UAM。对裂变产物的核素浓度不确定性,两者结果差别不大。该结论证明了NUIT-EMBAD不确定性分析程序的准确性。且NUIT-EMBAD可输出完整的核素浓度不确定度信息,基于该结论可开展球床高温气冷堆精细衰变热不确定性研究。 展开更多
关键词 球床高温气冷堆 精细燃耗不确定性分析 裂变产额不确定性 核素浓度不确定性 NUIT-EMBAD
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HTGR燃料芯核及包覆颗粒的物性测试 被引量:1
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作者 王瑞珍 刘超 +1 位作者 朱金霞 刘晓荣 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期69-73,共5页
本文介绍用图象分析技术对高温气冷堆燃料芯核的直径、密度和球形度,以及包覆燃料颗粒的疏松碳层,致密碳层和碳化硅层的涂层厚度和涂层密度的定量测试方法。本方法快速、准确,测量相对标准偏差为1%。
关键词 颗粒密度 htgr 燃料芯核
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HTGR 燃料元件制造工艺及性能研究
12
作者 杨有清 戴受惠 +2 位作者 邱邦臣 郑振华 解怀英 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期39-46,共8页
本文介绍了高温气冷堆(HTGR)球形燃料元件的半/全冷等静压制造工艺。该工艺主要包括:石墨压型粉制备,颗粒“穿衣”,半/全冷等静压成型,碳化和高温真空热处理,外形机加工。用半/全冷等静压工艺制备的球形燃料元件样品的冷态性能测试表明... 本文介绍了高温气冷堆(HTGR)球形燃料元件的半/全冷等静压制造工艺。该工艺主要包括:石墨压型粉制备,颗粒“穿衣”,半/全冷等静压成型,碳化和高温真空热处理,外形机加工。用半/全冷等静压工艺制备的球形燃料元件样品的冷态性能测试表明:元件的冷态性能满足10MW HTGR 设计要求,并达到国际设计标准。 展开更多
关键词 htgr 燃料元件 石墨基体
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HTGR 颗粒燃料包覆工艺研究
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作者 王宝善 梅晓辉 +3 位作者 黄学彬 谷晓非 罗先才 戴受惠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期47-51,共5页
包覆颗粒燃料涂层工艺是高温气冷堆(HTGR)关键技术之一。在研究制备工艺参数对包覆层性能的影响的基础上,确定了制备包覆颗粒燃料的最佳工艺条件,并制备出达到冷态设计要求的 Triso 型包覆颗粒燃料。
关键词 包覆颗粒燃料 密度 htgr
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制备HTGR凝胶球的外凝胶工艺工程化问题研究
14
作者 胡凤岐 牛小平 +2 位作者 邓长生 马景陶 郝少昌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期75-78,共4页
中核北方核燃料元件有限公司(CNNC)建造的高温气冷堆(HTGR)核燃料元件生产线在采用外凝胶(EGU)工艺制备UO_2核芯时,存在煮胶液沉淀、分散-胶凝过程中胶液流量无法实现精准控制和凝胶球裂口等问题。为解决这些工程化问题,对凝胶球制备工... 中核北方核燃料元件有限公司(CNNC)建造的高温气冷堆(HTGR)核燃料元件生产线在采用外凝胶(EGU)工艺制备UO_2核芯时,存在煮胶液沉淀、分散-胶凝过程中胶液流量无法实现精准控制和凝胶球裂口等问题。为解决这些工程化问题,对凝胶球制备工艺和设备进行了优化和改造,并试生产了10批次的UO_2核芯进行验证。结果表明,改进后的生产线可连续稳定的实现工业化生产,UO_2核芯产品合格率超80%。 展开更多
关键词 高温气冷堆 溶胶-凝胶 外凝胶 凝胶球 工程化
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采用X射线层析摄影技术测定HTGR燃料元件UO_2分布的均匀性
15
作者 张立晨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期63-68,共6页
高温气冷堆燃料元件内 UO_2分布均匀度是标志燃料元件性能重要指标之一。采用 X 射线层析摄影和计算机图像处理技术,实现了用无损检测方法测定球形燃料元件内 UO_2颗粒的分布。文中介绍了球形燃料元件层析摄影检测的工艺及要点,并对摄... 高温气冷堆燃料元件内 UO_2分布均匀度是标志燃料元件性能重要指标之一。采用 X 射线层析摄影和计算机图像处理技术,实现了用无损检测方法测定球形燃料元件内 UO_2颗粒的分布。文中介绍了球形燃料元件层析摄影检测的工艺及要点,并对摄影模糊度作了专门阐述。对所摄取的断层底片进行计算机图像处理后,直观地表明 UO_2颗粒分布的均匀度。文中还简要地介绍了计算机图像处理硬件及专门编写的软件包。检测结果可通过 CRT 彩色摄影或彩色打印机绘出直观截面图像。结果表明,采用这种技术测定球形燃料元件中 UO_2颗粒分布均匀性是非常成功的。 展开更多
关键词 分布均匀性 htgr 二氧化铀
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HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样研究
16
作者 张超 《粘接》 CAS 2022年第7期85-88,共4页
高温气冷堆(HTGR)因其产生高温氦气的能力及其固有的安全特性而特别具有吸引力。确认了反应堆特性和反应堆性能,描述了HTTR高温试验运行的结果,并对反应堆运行进行了监测,以证明运行的安全性和稳定性。同时,研究了HTGR高温氦取样回路(HT... 高温气冷堆(HTGR)因其产生高温氦气的能力及其固有的安全特性而特别具有吸引力。确认了反应堆特性和反应堆性能,描述了HTTR高温试验运行的结果,并对反应堆运行进行了监测,以证明运行的安全性和稳定性。同时,研究了HTGR高温氦取样回路(HTHSL)在蒸汽发生器(SG)中的输运(沉积)行为和固体裂变产物总量分别设计。通过基于热工水力学分析的优化设计和仿真,沉积取样装置(DSD)的3套管结构能够实现均匀的全程温度控制。在相应模拟的基础上,改进了HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样回路,可用于SG高温氦中重要核的取样。这些方案为获得高温氦源项提供了有效的解决方法,为高温气冷堆源项的分析提供了更深入的认识。 展开更多
关键词 高温气冷反应堆(htgr) 高温氦取样回路(HTHSL) 温度控制 仿真
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A HTGR demonstration project enters substantial stage of construction
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《Electricity》 2007年第1期5-5,共1页
An agreement on investment of Huaneng Shandong Shidaowan Nuclear Power Co., Ltd was concluded by the shareholders of the company on December 15, 2006. This move indicated that HTGR nuclear power demonstration project,... An agreement on investment of Huaneng Shandong Shidaowan Nuclear Power Co., Ltd was concluded by the shareholders of the company on December 15, 2006. This move indicated that HTGR nuclear power demonstration project, the key one in the national medium- and long-term scientific and technological development program (2006-2020) has made essential headway. 展开更多
关键词 htgr核电示范工程 项目进展 华能山东石岛湾核电有限公司 投资协议
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Inconel 617合金在非纯氦气环境中的高温腐蚀行为研究 被引量:1
18
作者 郑伟 何学东 +5 位作者 银华强 杜斌 李昊翔 马涛 蒲洋 王尚军 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期189-197,共9页
Inconel 617合金是高温气冷堆蒸汽发生器的候选材料,在反应堆超高温运行时可能会受到氦气中痕量杂质的腐蚀。为探究合金在高温堆环境中的腐蚀机理,本研究开展了Inconel 617合金在980℃的非纯氦气中的腐蚀实验,对气相以及腐蚀行为进行了... Inconel 617合金是高温气冷堆蒸汽发生器的候选材料,在反应堆超高温运行时可能会受到氦气中痕量杂质的腐蚀。为探究合金在高温堆环境中的腐蚀机理,本研究开展了Inconel 617合金在980℃的非纯氦气中的腐蚀实验,对气相以及腐蚀行为进行了分析。通过化学热力学和动力学计算,阐明了合金脱碳的机理,并建立了碳迁移判定模型和脱碳反应预测模型,与实验数据有良好的一致性。在此基础上,研究了预氧化和温度对脱碳反应的影响。研究结果表明,即使杂质含量极低,也会诱发相关的腐蚀行为。降低运行温度可以有效避免合金脱碳,但预氧化的抗脱碳效果不理想。因此,极低杂质含量并非高温堆一回路净化目标,应该根据模型预测和实验分析来选择更加合理的杂质控制方案。 展开更多
关键词 高温合金 非纯氦气 高温气冷堆 腐蚀 脱碳
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XPZLIB:an HDF5-format multi-group cross-section library 被引量:1
19
作者 Bin Fu Le-Rui Zhang +2 位作者 Ding She Chun-Lin Wei Alain Hébert 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第11期46-60,共15页
A multi-group cross-section library is fundamental for deterministic lattice physics calculations.Most existing multi-group cross-section libraries are customized for particular computer codes,as well as for particula... A multi-group cross-section library is fundamental for deterministic lattice physics calculations.Most existing multi-group cross-section libraries are customized for particular computer codes,as well as for particular types of nuclear reactors.This paper presents an HDF5-format multi-group cross-section library named XPZLIB.XPZLIB was produced using a selfdeveloped XPZR module integrated into the NJOY2016 code,and an in-house PyNjoy2022 system was developed for autoprocessing.XPZLIB contains detailed data content and well-organized data structures that are user-and developer-friendly.Three typical XPZLIBs with different numbers of energy groups,nuclides,and depletion reaction types were released via the Tsinghua cloud website.Furthermore,the applicability of the released XPZLIBs was investigated using HTGR and PWR lattice calculations,which can provide guidance for applying XPZLIB under different scenarios. 展开更多
关键词 XPZLIB Multi-group library HDF5 format htgr PWR
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HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究
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作者 雷伟俊 史进 +1 位作者 丁明 黄淑龙 《辐射防护通讯》 2024年第2期8-14,共7页
针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率。结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降... 针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率。结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50 cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70 cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短。为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16 cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度。 展开更多
关键词 高温气冷堆 乏燃料贮存系统 辐射防护 蒙特卡罗
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