临界安全相关论文
为评价临界安全设计中硼铝复合材料所需的硼含量置信度,本文以某核电厂乏燃料贮存格架为例,通过详细模拟硼铝复合材料中B4C颗粒的......
因核燃料中含铀235(U235)等易裂变核素,存在链式裂变反应,故在乏燃料管理系统如核电厂乏燃料贮存水池、乏燃料运输容器及后处理设......
本文介绍了两种燃耗信任制BUC(Burnup Credit)核临界安全分析方法在CNP1000乏燃料贮存池设计中的初步应用。有别于“传统”的、不......
摘 要：铀钚混合氧化物（MOX）燃料是一种新型的可再循环的核燃料，其燃料芯块一般通过粉末冶金工艺制造。MOX粉末是一种高放射性、高衰变......
乏燃料后处理Purex流程中,共去污分离和钚纯化循环都涉及具有核临界安全要求的溶剂萃取过程,泵轮式扁平混合澄清槽能满足此要求,在......
以前在计算临界安全的Monte-Carlo方法中采用了60年代比较陈旧的反应堆参数系统。为了提高计算结果的精度和可靠性,并扩大使用范......
许多核工业单位用AMPX-KENO系统进行临界安全分析,该系统是采用Nordheim方法(即NITAWL-S)处理共振自屏,NITAWL-S模块基于双区模型......
在核燃料循环的各个环节,包括核燃料的生产过程(扩散厂,元件制造厂等),使用过程(核电站,各种反应堆等),以及后处理过程(乏燃料贮......
在铀溶液核临界安全实验装置上用自行开发的中子噪声准宏观测量系统,开展了中子噪声准宏观分析技术的实验研究。铀溶液装置堆芯容......
为了保障核能可持续供应和应用,热堆-快堆-聚变堆逐步发展方式早已确定为我国核能发展的基本路线,目前我国处于快堆及其闭式燃料循......
从国际核临界安全手册上选取了一系列基准装置,对中国中子核反应评价库CENDL-3.1中的钍铀燃料循环相关核素的评价数据作了临界基准......
2012年,反应堆工程研究设计所完成了铀溶液临界实验装置结构设计和力学分析工作。根据任务书和核安全法规要求,设计和分析主要涉及......
乏燃料溶解器临界安全实验研究的主要目的是针对后处理中试厂改进和新建200吨后处理厂的乏燃料溶解器进行临界安全实验和分析评价......
以田湾核电站2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的乏燃料水池密集贮存和临界安全问题。分析对象是2......
【美国《核新闻》1979年11月14期报道】美国新墨西哥州圣菲的埃伯莱因仪器公司生产一种既可进行辐射区域监测,又可监督临界安全的......
本文介绍了一种估算铀水系统(或铀与其它含氢介质的均匀混合系统)的“安全质量”,即不会产生临界安全事故的U~(235)质量的简易方法......
【《日本原子能学会志》1987年第29卷第10期第40页报道】日本原子能研究所的馆盛胜一等人用计算机编码方法研究了,钚在异常条件下......
具有环状截面的脉冲萃取柱可以有效地提供更大的柱截面积,并且保证核燃料的临界安全。本文研究了环形脉冲萃取柱中两相流动特性。......
为了可靠地进行高加浓铀和钚的萃取过程,研究了一种结构简单的临界安全的混合澄清槽。通过三级槽的级联水力学和传质实验研究,认为......
在CYBER-825计算机上移植、开发了引进的快中子多群常数产生程序FOURACES,热中子多群常数产生程序FLANGE-AE程序,进一步开发了计算......
利用Ｒｏｓｓｉ－α方法测量不同装载下的瞬发中子衰减常数α，求得装载量与α的数学表达式。利用该数学式和临界时的瞬发中子衰减常数求得的临界......
ＭＣＴＧＰ－２Ｄ是多能蒙特卡罗热谱程序ＭＣＴＧＰ的新版本，用ＦＯＲＴＲＡＮ语言编制，可以在ＰＣ３８６以上的微机上运行，除了保留ＭＣＴＧＰ程序的全部功能外，每个栅元可以由圆、椭圆、任意三角形......
用NJOY-91.91程序将CENDL-2和ENDF/B-6库中的有关核素加工制作成44群库,将用MonteCarlo方法计算出的质子轰击铅靶产生的规一化的散......
在核燃料后处理的溶剂萃取工艺流程中,萃余水相中夹带及溶解有机萃取剂磷酸三丁酯(TBP)是不可 避免的。如不去除大部分TBP,就会给......
叙述了燃耗信用应用中影响临界安全的因素、实现临界控制的条件、预言临界安全的计算方法、容器的设计和容器装载曲线的建立，分析了......
核燃料贮存临界安全实验研究史永谦林生活赵品台沈雷生罗椿英薛小刚阎凤文王文升刘振华＊（中国原子能科学研究院）关键词核燃料仓库临界......
“十二五”期间,21室承担了核能开发乏燃料溶解器临界实验研究项目。项目中的临界实验研究内容要利用铀溶液核临界安全实验装置(简......
非均匀溶液系统的临界安全分析是核燃料后处理工艺研究中的一个非常关键的问题。对于解决这一类不稳定、瞬态过程中的临界安全问题......
【日本原子能研究所网站2003年10月16日报道】 日本原子能研究所东海研究所燃料循环安全工程部临界安全研究室以在燃料循环安全工......
本工作是“十五”国防预研项目。为了安全且经济地提高后处理厂对军用乏燃料后处理复杂工艺过程的临界安全控制技术,有必要开展计......
考虑由于燃料的燃耗而带来的反应性降低的做法即为燃耗信任制技术,这种在核临界安全分析时采用燃料中实际成分的做法使得贮存、运......
RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,须进行临界安全分析。根据秦......
核临界安全是核科技工业的特殊安全问题。临界安全研究对确保核工业的安全性和提高核工业的经济性具有重要意义。在元件生产厂及乏......
1核临界安全管理对404厂进行核临界安全调研,陪同中国核工业集团公司安全环保质量部领导进行了现场检查;完成科工委系统核临界安全......
随着核电的发展,核临界安全问题变得越来越突出。燃耗信任制技术越来越多地应用到核临界安全分析中,这使乏燃料的贮存、运输和后处......
为满足核临界安全实验装置(YSR装置)反应性温度效应试验对堆芯溶液温度控制和测量的需求,研制了水浴加热系统,并在1:1热工模拟实验......
核数据的宏观检验是将评价核数据库应用于核工程的重要环节。利用国际核临界安全手册ICSBEP[1]中的临界实验、FENDL库屏蔽基准实验......
测量乏燃料的燃耗对核保障、实行燃耗信任制和后处理过程中的临界安全控制有重要意义。本工作的目的是设计一种可测量乏燃料燃耗的......
针对固体核燃料溶解过程中固液共存物料非均匀的特点,在现有铀溶液临界实验装置(YSR)基础上,使用MONK程序进行堆芯物理计算,设计了......
为研究ADS散裂靶与反应堆的耦合特性,以及靶和缓冲区对堆芯反应性的影响,需开展实验研究,并对实验装置进行相应的堆芯物理设计。物......
