搜索结果: 31-45 共查到“知识库 裂变堆物理”相关记录65条 . 查询时间(2.125 秒)
气空间对自然循环两相流动系统稳定性影响实验研究
核供热堆 稳定性 气空间
2009/1/15
微沸腾工况运行是核供热堆实现热电联供的关键性问题之一，微沸腾运行工况下，两相流系统稳定性更加不利和复杂。通过实验研究，揭示了气空间对两相流系统稳定性的影响，研究提出通过气空间改性来抑制系统不稳定。实验结果表明，在气空间加装隔离孔板，对两相流系统不稳定振幅有明显的抑制作用，对两相流系统不稳定边界也有改善。
长寿期供热堆外围组件方案研究
长寿期供热堆 物理设计 外围稀疏组件
2009/1/6
长寿期供热堆LNHR(long cyclenuclearheatingreactor)是在200MW核供热堆NHR 200基础上发展起来的,是以长寿期、高燃耗、低废物量、低温低压为特征的核反应堆。LNHR的最大特点是循环寿期长达13.9a,整炉换料。本工作研究不同外围组件方案对LNHR堆芯平均燃耗的影响,提出了外围稀疏组件的设计方案,达到了最佳的燃料经济性。
小波变换在快堆蒸汽发生器声学泄漏检测中的应用
快堆 泄漏检测 小波变换
2009/1/6
根据在清华大学液态金属实验室实验钠回路上得到的实验数据,采用基于小波变换的奇异性检测理论进行快堆蒸汽发生器水/水蒸气泄漏的故障诊断研究。结果表明:此方法使得声学泄漏探测系统的灵敏度得到了提高,且对泄漏发生时间的定位十分准确,是快堆蒸汽发生器水/水蒸气泄漏检测的有效方法。
决裂变因子在反应堆设计中是一重要的物理参数,由于在快裂变能域中,核反应机制复杂,特别对非均匀介质、复杂几何栅格系统,采用解析方法直接计算决裂变效应是困难的。因此,我们利用了蒙特卡罗方法。本文叙述了蒙特卡罗方法计算快裂变因子的一般处理过程以及相应的计算程序的功能等。
利用反应堆噪声分析技术测量300#池式研究堆缓发临界下的瞬发中子衰减常数。堆芯采用低富集度U燃料装载，燃料元件带一定燃耗。利用紧靠堆芯布置的两个中子探测器，信号经测量系统和相关软件得到互谱密度，用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数。在4kW功率水平测得缓发临界下的瞬发中子衰减常数αc=(83.4±0.7)s.-1。
反应堆辐照制备超钚核素的产额估算
辐照超钚产额 中子通量 中子能谱
2008/12/22
本文估算了利用反应堆中子辐照生产超钚元素时,~(248)Cm以前各核素的产额与中子通量及中子能谱的关系,并以图表形式描述了生产某一核素的最佳照射时间以及在生产链上各核素的相对比值。
反应堆回路水中短寿命γ放射性核素的在线分析
反应堆 回路水 短寿命放射性核素 在线分析
2008/12/22
反应堆回路水中载有多种堆中子活化产物,其中有不少是分、秒量级寿命的γ放射性核素。文章报告了采用近于“跑兔”式的在线分析方法,描述了装置、原理、特别是较详细的描述了数据处理等问题。该方法的装置、原理也适合于同类问题的测量分析工作。
反应堆临界-燃耗耦合蒙特卡罗计算
三维多群P3 蒙特卡罗 临界燃耗耦合 临界实验堆
2008/12/22
基于连续点截面MCNP程序 ,研制了三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,并与栅元均匀化程序WIMS耦合 ,实现了临界 燃耗耦合计算。采用WIMS产生的 69群共振、自屏宏观中子截面和BUGLE 80u47群微观中子截面 ,分别计算了简单反应堆和临界实验堆问题 ,计算结果与其它输运方法的计算结果和试验结果一致。在相同计算精度下 ,MCMG的计算时间较MCNP的计算时间少
反应堆內石墨电阻的测量
石墨电阻 反应堆
2008/12/22
本文主要报导在中国科学院原子能研究所研究性重水反应堆內测量石墨电阻的技术,其中包括試样的輻照装置,电阻測量的方法,并詳細地討論了实驗誤差,最后对測量結果作了簡单的分析。
反应堆物理启动提棒外推临界修正方法
反应堆 物理启动 临界 控制棒
2008/12/22
反应堆物理启动提棒外推临界时，外推临界曲线常出现外凸现象。若按此曲线外推，将导致超临界。本文分析了出现这种现象的原因，引入一种外推临界修正方法，并进行了实例计算。与实际反应堆物理启动参数进行的比较表明：此方法较好地改善了曲线外凸现象，按修正后的曲线进行临界外推，可降低反应堆启动期间出现超临界现象的风险。
反应堆中子活化分析近况（1978—1981）
中子活化分析 反应堆
2008/12/22
1978年以来,堆中子活化分析基本上继续着60年代后期Ge(Li)γ谱学建立之后的一贯趋向——技术方面不断完善,但没有重大突破;应用范围不断扩大,方法日益普及。 一、取样和样品制备
反应堆中子活化分析数据自动处理系统
中子活化分析 数据自动处理系统 核素识别
2008/12/22
介绍了一个在微机上建立的反应堆中子活化分析数据自动处理系统。它具有放射性核素的自动识别、反应堆参数 f和α值的计算、实验测定K0 值、元素含量的定量计算、核素数据管理、参数选取建议等功能。元素分析方法包括绝对法、相对法和K0 值法。利用该系统进行了金、锆和岩石标准物质 (GBW 0 710 7)的活化分析 ,计算了中国原子能科学研究院微型反应堆的 f和α值参数 ,分析了岩石样品中的元素...
氟硼酸根离子选择电极的应用（Ⅲ）反应堆模拟冷却水中硼的快速测定
pBF_4~- 离子选择电极 氟化(剂)
2008/12/22
已有人介绍了应用离子选择电极法测定反应堆冷却水中硼的几种方法:(1)以pBO_3~(3-)电极测定,但目前国内外尚未研制成功此电极;(2)基于H_3BO_3或BO_3~(3-)与一种多羟基醇反应生成强酸,以pH电极测定;(3)以pBF_4~-电极测定,最近在国外刚刚用于分析反应堆冷却水,但先要用氢氟酸将硼氟化为BF_4~-离子,继而调节氟化后溶液的pH值及离子强度再行测定,手续比较麻烦。
高浓铀石墨慢化反应堆临界实验和理论分析
临界实验 慢化反应堆 高浓铀石墨
2008/12/22
本文介绍了高浓铀(90％~(235)U)石墨慢化体系的临界性研究情况,包括核子比从2605至12734之间的一系列临界实验结果、误差分析,以及一维、二维的几种数值计算程序的计算结果。并且对理论模型和计算方法与实验值间的偏差进行了综合分析。结果表明正确的运用这套计算方法可以满足这种类型反应堆的临界性设计要求。