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基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究
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《核动力工程》2021年 第4期42卷 112-118页
作者:黄永忠 李权 李垣明 庞华 路怀玉 刘振海 齐飞鹏中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 
中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦...
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高温气冷堆燃料元件的自由铀含量
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《核动力工程》2007年 第Z1期28卷 4-6,11页
作者:唐春和 阎迎辉 李自强 梁彤祥清华大学核能技术设计研究院北京102201 清华大学核能技术设计研究院北京102201 清华大学核能技术设计研究院北京102201 清华大学核能技术设计研究院北京102201 
近代低富集度3层包覆颗粒(Modern LEU TRISO Particles)燃料元件的大量辐照试验表明:在高温气冷堆正常运行工况下,燃料元件的包覆燃料颗粒一般不会发生破损,放射性裂变产物的释放主要取决于制造引起的自由铀含量(燃料元件中没有被Sic层...
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HFETR运行寿期和燃料元件装载量优化研究
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《原子能科学技术》2013年 第7期47卷 1117-1120页
作者:张平 孙寿华中国核动力研究设计院四川成都610005 
文章建立了中子转换比与运行寿期之间关系的分析模型,设计出不同运行寿期的实际堆芯并进行计算,研究了60 Co产量和中子转换比随高通量工程试验堆(HFETR)运行寿期的变化规律。同时,通过对新燃料元件堆芯的研究找出燃料元件装载量对60 Co...
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10MW高温堆燃料元件输送速度分析与实测结果
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《高技术通讯》2007年 第1期17卷 68-72页
作者:黄鹏 胡守印清华大学核能技术设计研究院北京100084 
依据燃料元件循环系统设计安全限值,利用气力输送理论,使用反应堆运行工况下参数,对燃料元件输送速度进行了分析,并采用声强分析方法进行了实际输送速度的测量。结果表明,燃料元件通过弯管时最大速度不大于7.36m/s,对垂直钢表...
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蒸汽管道破裂事故下燃料元件性能研究
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《核动力工程》2020年 第S2期41卷 54-58页
作者:张坤 庞华 陈平 张林 邢硕 何梁 秋博文 惠永博 唐昌兵 王严培中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 
在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件...
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研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究
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《核动力工程》2015年 第6期36卷 154-157页
作者:李垣明 谢清清 辛勇 周毅中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 
为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度...
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铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析
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《核动力工程》2008年 第5期29卷 25-28页
作者:王连杰 姚栋 陈炳德中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 
分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢...
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中国核动力研究设计院研究堆燃料元件的发展现状
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《原子能科学技术》2005年 第B7期39卷 94-98页
作者:尹昌耕中国核动力研究设计院核燃料与材料国家级重点实验室四川成都610041 
文章介绍中国核动力研究设计院(NPIC)紧跟国际原子能机构(IAEA)确认的防止核扩散、降低研究和试验反应堆用燃料富集度研究计划(RERTR)的进展,在研究堆低浓铀燃料元件开发研究方面进行的一系列工作,描述了NPIC的U3Si2Al燃料元件研究及生...
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HTR-10的燃料元件、设计特点及安全特性
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《清华大学学报(自然科学版)》2001年 第4期41卷 112-115页
作者:吴宗鑫 徐元辉 孙玉良清华大学核能技术设计研究院北京100084 
10 MW高温气冷实验堆 (HTR- 10 )于 2 0 0 0年底在中国建成并实现临界 ,是一项重大的科研成果。它采用包覆颗粒燃料构成的球形燃料元件 ,堆芯有 2 .7万个燃料元件组成 ,四周由石墨反射层堆砌而成。氦冷却剂出口温度可达70 0℃。HTR- 10...
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基于^(137)Cs、^(85)Kr的燃料元件包壳破损检测系统研制
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《核动力工程》2015年 第2期36卷 55-57页
作者:谢波 曾勇 张宏祥中国核动力研究设计院成都610041 
针对停堆时间在4个月以上、不具备脱水条件而又不能采用常规方法检测其包壳是否破损的燃料元件,研制一种检测系统,利用高温水加热燃料元件使放射性核素向外释放,施加压力加速放射性核素释放,通过收集并检测137Cs和85Kr含量来确定燃料元...
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