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......
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......
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。......
火星探测近来成为空间研究的一个主流趋势.建立火星基地是人类研究和开发火星的必然选择.与太阳能储能系统相比,核反应堆作为火星......
将临界装置实验数据进行基准化分析并形成满足国际临界安全分析评价标准的基准实验数据,可充实临界安全实验基准数据库,进而可应用......
论文采用MCNP4C程序,对中试厂处理乏燃料元件的实验混合澄清槽和工程使用的混合澄清槽,进行核临界安全计算与分析.完成超设计浓度......
由于高通量工程试验堆(HFETR)乏燃料元件密集贮存的必要性和急迫性 ,用3个程序(FG2DB、CELL、CITATION)做了临界计算 ,对密集贮存......
美国Kilopower空间堆在掉落事故下的k eff不满足我国现行空间堆掉落临界安全要求。该反应堆在掉落过程中,若反射层外围的B 4C脱落,......
“实验完毕,请操纵员降控制棒,排溶液,正常停堆。”随着值班长最后一个指令下达,前后历时5年,涉及高浓铀、低浓铀不同系列总计约10......
反应堆工程、核设施临界安全的研究和设计……都留下了他的印记，在核的世界中，他用“实践可以解决任何困难”的信念，为中国核事业的发......
为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验，设计了基于薄膜装配的验证系统，以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构。用MCNP......
用小型贫化铀裂变室和俘获探测器测量了D-T聚变中子在碳材料反射体上反射中子引起的238U裂变反应率分布.比较了无碳材料反射体的测......
利用超临界系统达到临界后t时刻中子密度n的概率分布P（n,t）与系统内的中子源强度的关系,结合从第1个持续裂变链开始到系统的中子密度......
以田湾核电站（TNPS）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密集贮存和临界安全问题。采用MONKgA程序......
混合澄清槽是乏燃料后处理生产过程中的一种广泛应用的萃取分离设备。从临界安全的角度首先对混合澄清槽的相态、混合状态、相口和......
JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序。从国际临界安全实验数据库中选取棒栅类、U系......
燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故（稀有事故）,可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法......
Monte-Carlo方法是核临界计算的有效手段之一,应用该方法对水淹条件下多块材料球壳增殖系统的临界状态进行了计算分析.结果表明：当......
利用蒙特卡罗通用软件包(MCNP)计算分析了某研究堆、核电厂燃料元件和燃料芯块在正常情况和事故条件下临时贮存在某设施中的临界安......
脉冲堆燃料元件运输时需要进行临界安全计算分析。介绍了临界安全计算用蒙特卡罗方法和MCNP程序。利用当前MCNP程序进行脉冲堆燃料......
英文名称:AMERICAN NUCLEAR SOCI-ETY缩写名称:ANS地址:555 North Kensington Avenue La Grange Park,IL 60526电话:(708)352-6611......
本文介绍乏燃料批式溶解器的设备结构和工作原理,探讨采用可溶中子毒物或固体中子毒物的批式溶解器放大设计方案,提出了笼式固体中......
在核燃料组件装入堆芯的过程中,对堆芯必须进行有效地临界安全监督,以确保装料操作过程中,反应堆始终处于次临界状态,确保燃料组件......
半个世纪以来，临界安全技术主要借鉴核武器与反应堆技术，未来十年临界安全将面临含易裂变材料废物贮存、长期地置处置、系统临界安全......
揭阳市人口密度处于全国前列,生态环境压力较大。通过构建揭阳市生态安全评价指标体系,采用P-S-R模型评价模型对揭阳市2010-2018年......
应用高效涂硼计数管，结合改变次级中子源在堆芯的位置，解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的......
在对乏燃料管理系统如核电厂乏燃料贮存水池、乏燃料运输及后处理设施等的设计中,目前多假定乏燃料为新燃料,以获得较高的安全裕度......
熔盐堆是六种第四代先进核能系统的反应堆堆型之一。2011年，中国科学院战略性国家先导科技专项“未来先进裂变核能——钍基熔盐堆核......
针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45GWD／MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题，采用蒙特卡罗程序MCNP，建立CHN-24容......
通过对AP1000乏燃料贮存格架进行临界安全分析计算,将贮存格架贮存的乏燃料假设为新燃料,从计算的角度初步验证了该格架能满足临界......
核电作为清洁能源,是绿色发展的必然选择。核电安全已成为当前国内外研究的焦点,其中核废料的运输与处置是现存的一大技术障碍。特......
以某型乏燃料运输容器为计算模型,对其进行了临界安全、核热分布以及辐射屏蔽计算,并对临界计算和屏蔽计算的部分参数进行了敏感性......
高放废物的处置是关系到我国核电能否形成完整闭环的最后一个关键环节,也是核电发展过程中需要突破的瓶颈,关系到我国的国计民生。......
基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践......
乏燃料水池中存放乏燃料组件,依靠池水带走衰变热、屏蔽放射性,失去冷却是乏燃料水池最严重的事故工况之一。在池水逐渐蒸干和快速......
以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应......
将煤耗信任制作为基础,使用MCNP5和APOLLO的程序实现乏燃料储存格架中的可溶硼浓度研究种子有效增值因子(Keff)影响,并且分析中子......
本论文来源于中国核动力研究设计院的研究项目。近年来随着核电的迅速发展，从反应堆里卸载出来的乏燃料日益增多，乏燃料的贮存已经成......
为了确保我国核能工业健康可持续的发展,提出了需要进一步发展乏燃料贮存技术。在满足我国核临界安全导则(HAD102/15)要求的前提下......
KBS-3乏燃料包装容器用于瑞典乏燃料地质处置,由铜屏蔽罩和易延展的铸型铁内衬组成。处置库周边的地下水受到包装容器中乏燃料的强......
如果核设施发生了核临界事故,不仅要迅速做出回应,更重要的是要准备好应急响应。新的ISO标准—ISO11320：2011《核临界安全—应急准......
基于国际上广泛认可的临界安全分析程序SCALE计算程序,针对我国自主研发的先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,选取合......
在对核燃料进行的各种工业生产和操作中,临界安全问题关系到生产安全,引起广泛关注。其中,粉末物料溶解过程中的临界安全问题由于......
核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。根据星球表面用核反应堆电源的特点,设计......
