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快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议
1
作者 吴宏春 杨红义 +5 位作者 郑友琦 曹良志 杜夏楠 杨勇 刘一哲 胡赟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期513-527,I0004,共16页
快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理... 快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。 展开更多
关键词 快中子反应堆 反应堆物理 堆芯分析方法 软件开发
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快中子反应堆--我国核能发展道路上的关键一环
2
作者 吴宏春 《大学科普》 2023年第1期4-6,共3页
2000年5月,第四代核能系统国际论坛召开,会议确定了六种需要进一步研究和发展的第四代反应堆候选堆型,其中快中子反应堆(简称“快堆”)占据50%,我国很早确立了“压水堆-快堆-聚变堆”的核能发展“三步走”战略路线。快堆,作为三步走中... 2000年5月,第四代核能系统国际论坛召开,会议确定了六种需要进一步研究和发展的第四代反应堆候选堆型,其中快中子反应堆(简称“快堆”)占据50%,我国很早确立了“压水堆-快堆-聚变堆”的核能发展“三步走”战略路线。快堆,作为三步走中承上启下的关键环节,在“碳达峰、碳中和”的路线上具有重要的战略意义和科学价值。 展开更多
关键词 核能发展 碳中和 研究和发展 快中子反应堆 三步走 战略路线 第四代核能系统 压水堆
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快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤 被引量：4
3
作者 吕铮 刘春明 《材料与冶金学报》 CAS 2011年第3期203-208,共6页
快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之一.... 快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之一.本文介绍快堆中辐照引起的金属材料微观结构的变化. 展开更多
关键词 快中子反应堆 结构材料 辐照损伤 微观结构
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快中子反应堆增殖特性最优化分析 被引量：2
4
作者 赵福宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第2期23-28,共6页
本文根据快中子反应堆生产电能的要求,把堆芯产生最大功率的问题描述为一个最优控制问题,求得最优中子通量分布。在此前提下,又根据采用氧化物燃料(UO_2-PuO_2)的快堆。在燃料循环周期内,增殖比在初始增殖比基础上随燃耗加深而逐渐下降... 本文根据快中子反应堆生产电能的要求,把堆芯产生最大功率的问题描述为一个最优控制问题,求得最优中子通量分布。在此前提下,又根据采用氧化物燃料(UO_2-PuO_2)的快堆。在燃料循环周期内,增殖比在初始增殖比基础上随燃耗加深而逐渐下降的特点,用最优化方法解决了初始增殖比达到最大值的问题,为快堆设计提供了理论依据。 展开更多
关键词 快中子反应堆 增殖比 最优化
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快中子反应堆小旋塞研究与设计 被引量：1
5
作者 侯德贵 毛朝晖 郭景坤 《一重技术》 2000年第4期16-20,共5页
阐述快中子反应堆旋转屏蔽塞之小旋塞的设计方法和各机构特点。
关键词 小旋塞 结构 中心柱 联锁控制 快中子反应堆
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铺就“快中子反应堆”研发之路 开创清洁能源新未来——记中国工程院院士、中国核工业集团公司快堆首席专家徐銤
6
作者 徐莹 《中华建设》 2012年第5期28-30,共3页
推动能源结构调整,安全高效发展核能已写入2012年《政府工作报告》,这表明中国政府安全发展核能的决心坚定。发展核能,重在安全。胡锦涛主席在前不久结束的首尔核安全峰会上指出：发展核能应坚持科学理性的核安全理念,增强核能发展信心... 推动能源结构调整,安全高效发展核能已写入2012年《政府工作报告》,这表明中国政府安全发展核能的决心坚定。发展核能,重在安全。胡锦涛主席在前不久结束的首尔核安全峰会上指出：发展核能应坚持科学理性的核安全理念,增强核能发展信心。发展核能需同国际社会合作,更要自主创新,提高自身科研实力,同时做好核电安全宣传。核能是清洁能源,也是安全高效能源。作为发展中的大国,安全高效发展核能是加速中国经济建设,促进社会发展,提高国民生活品质的能源支柱,安全高效发展核电符合中国的国家利益。 展开更多
关键词 中国工程院院士 中国核工业集团公司 清洁能源 快中子反应堆 《政府工作报告》 核能发展 安全发展 研发
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快中子反应堆的吸收元件
7
《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第1期13-13,共1页
关键词 快中子反应堆 吸收元件 液态金属冷却剂 中子吸收材料
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我国第一座快中子反应堆首次临界
8
《河南科技》 2010年第8期6-6,共1页
近日，由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）达到首次临界，意味着我国第四代先进核能系统技术取得重大突破，成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。
关键词 快中子反应堆 次临界 中国原子能科学研究院 中国实验快堆 先进核能系统 快堆技术 自主研发 中核集团
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我国第一座快中子反应堆首次临界
9
《企业技术开发》 2010年第8期167-167,共1页
由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的我国第一座快中子反应堆——中国实验快堆（CEFR）21日达到首次临界。
关键词 快中子反应堆 次临界 中国原子能科学研究院 中国实验快堆 自主研发 中核集团
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我国将建造实验性快中子反应堆
10
作者 路迅 《上海工业》 1997年第2期47-47,共1页
关键词 实验性 快中子反应堆 功率输出 电力需求 有关方面 计划中 总公司 核电 2000年 政府
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日本先进快中子反应堆计划
11
作者 闫淑敏 《国外核新闻》 2001年第7期17-17,共1页
关键词 日本 快中子反应堆 钠冷反应堆 回路 性能
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快中子反应堆原子能电站技术过程自动化管理系统的完善
12
作者 杨则正 《管理观察》 1995年第9期46-46,共1页
介绍了（原全苏国立）中央综合自动化系统研究所早期研制的作为快中子反应堆自动化系统组成部分的一系列产品。由于众所周知的事件，今天对自动化系统安全性的要求更苛刻了，相应地，对确保技术过程自动化管理系统设备可泣性的要求提高... 介绍了（原全苏国立）中央综合自动化系统研究所早期研制的作为快中子反应堆自动化系统组成部分的一系列产品。由于众所周知的事件，今天对自动化系统安全性的要求更苛刻了，相应地，对确保技术过程自动化管理系统设备可泣性的要求提高了．因此，作者恻重描述了技术过程自动化管理系统的一般结构，以及这种结构内部装设的确保安全和可月性的元件，包括必要的管理和监控一诊断功能设备，其中有系统安全管理设备，操作人员防护设备，专家系统． 展开更多
关键词 自动化管理系统 快中子反应堆 原子能电站 技术过程 过程自动化管理 综合自动化 自动化系统 专家系统 系统安全性 系统研究所
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2012年俄罗斯将建成快中子反应堆
13
《核电工程与技术》 2005年第2期30-30,共1页
据俄罗斯新闻网消息，俄罗斯已具备到2012年建成前景看好的BH-800快中子反应堆的全部条件。BH-800快中子反应堆能利用累积再生的钚。
关键词 快中子反应堆 2012年 俄罗斯 钚
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快中子反应堆结构用316MN钢的开发
14
作者 中泽崇德 方烨 《国外低合金钢（合金钢）》 1992年第12期57-59,共3页
关键词 快中子反应堆 316MN钢 开发
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快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟 被引量：4
15
作者 邱东 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第1期74-78,82,共6页
为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M.C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果... 为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M.C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构,并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。 展开更多
关键词 快中子脉冲反应堆 热加载关系式 应力 数值模拟 蒙特卡洛法
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快中子脉冲反应堆应力测量的温度修正
16
作者 邱东 尹延朋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期70-73,90,共5页
简要介绍了快中子脉冲反应堆在脉冲工况下构件应力的产生机制,导出了基于球壳模型的应力-应变转换公式,提出了实测应变的温度修正模式。在CFBR-II快中子脉冲反应堆上进行了验证实验。结果表明:引进理论计算的温度修正系数可以有效地回... 简要介绍了快中子脉冲反应堆在脉冲工况下构件应力的产生机制,导出了基于球壳模型的应力-应变转换公式,提出了实测应变的温度修正模式。在CFBR-II快中子脉冲反应堆上进行了验证实验。结果表明:引进理论计算的温度修正系数可以有效地回避瞬时温升的测量和时间同步性要求,应力测量结果与理论计算结果的误差<25%。 展开更多
关键词 快中子脉冲反应堆 应力 温度修正
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快中子脉冲反应堆理论计算 被引量：1
17
作者 张显达 《常州技术师范学院学报》 1995年第2期1-12,共12页
将中子输运方程、热弹性力学方程和反应堆动力学方程耦合在一起，根据球型快中子脉冲反应堆理论计算和理论设计的需要，编制了功能齐全的计算机程序。从爆发脉冲的实际过程出发，以预加反应性为关键参量；考虑了反应堆活性区外反射中于... 将中子输运方程、热弹性力学方程和反应堆动力学方程耦合在一起，根据球型快中子脉冲反应堆理论计算和理论设计的需要，编制了功能齐全的计算机程序。从爆发脉冲的实际过程出发，以预加反应性为关键参量；考虑了反应堆活性区外反射中于效应，增加了模拟缓发中子项。理论计算值与实验结果符合得较好，解决了以往脉冲功率分布和半高宽度的理论计算值与实验结果偏差大的矛盾。 展开更多
关键词 理论计算 快中子反应堆 快中子脉冲堆
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核电的第二代先进堆型：快中子增殖反应堆
18
作者 徐钬 《现代化》 1991年第5期40-41,共2页
关键词 核电 反应堆 快中子反应堆
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繁霜尽是心头血 勇担国任铸重器——记中国原子能科学研究院“快中子增殖反应堆”团队
19
作者 蔡萌(本刊记者) 杨戈(本刊记者) 《中国科技奖励》 2018年第6期73-77,共5页
北京,房山。中国原子能科学研究院。很少有人知道,距离首都市中心40多公里的西南郊,在这片被称为“中国核科学技术的发祥地”的地方,坐落着中国第一座快中子增殖反应堆(以下简称“快堆”)——中国实验快堆。这是国家原“863计划”的重... 北京,房山。中国原子能科学研究院。很少有人知道,距离首都市中心40多公里的西南郊,在这片被称为“中国核科学技术的发祥地”的地方,坐落着中国第一座快中子增殖反应堆(以下简称“快堆”)——中国实验快堆。这是国家原“863计划”的重大成果。作为当今世界上为数不多的在运实验快堆之一,这一国之重器对实现我国核能技术重大突破并占领国际科技制高点,促进我国核能可持续发展具有重要意义,因而引得王岐山、张德江、刘延东、比尔·盖茨等一干政要名人和社会团体先后前来视察与参观。 展开更多
关键词 中国原子能科学研究院 快中子增殖反应堆 中国实验快堆 核能技术 核科学技术 863计划 可持续发展 社会团体
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快中子反应推堆容器筒节焊接的模拟分析
20
作者 姚迈 宋占生 袁国明 《一重技术》 1998年第4期36-37,33,共3页
本文通过对快中子反应堆堆容器筒节焊接的有限元模拟分析,使设计师了解到了快中子反应堆堆容器筒节焊接过程中的应力变化规律。
关键词 焊接 模拟分析 堆容器筒节 快中子反应堆
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