搜索结果: 1-15 共查到“核材料与工艺技术 研制”相关记录19条 . 查询时间(0.381 秒)
2021年2月18日，《中国科学报》记者获悉，中国科学院近代物理研究所独立自主研制的加速器驱动次临界系统（ADS）超导直线加速器样机，在国际上首次实现束流强度10毫安连续波质子束176千瓦运行指标，并于2月12日凌晨2时20分实现10毫安束流稳定运行。此前，采用全超导直线加速器加速5毫安以上连续波质子束从未在国际上被验证或实现。
2020年4月24日，原子能院核物理所强流粒子束与激光研究室自主研制的便携式核材料激光甄别仪（样机）顺利完成应用验证，成功从标准样品、矿石等测试材料中快速识别出燃料铀、矿石铀等含铀材料。该装备是国内首台用于核材料甄别的激光等离子体光谱应用装备，与传统核安保取证手段相比，可将检测时间从数小时缩短至十秒以内，指标与国外同类装置相当。该研制任务得到了中核集团“龙腾2020”科技创新计划的支持。
薄壁管高温爆破试验装置研制及应用
包壳管 高温爆破 爆破强度 极限环向应力
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2021/1/7
为获得燃料组件及燃料相关组件用包壳管的高温爆破性能，研制了薄壁金属管高温爆破试验装置，主要由高压气源单元、试验气氛单元、加热单元、试验台架及测控单元组成。该装置可实现的最高试验温度为1 200 ℃、最高升温速率为10 ℃/s、最大试验压力为100 MPa；可完成压水堆运行工况下的等温高温爆破及模拟事故工况下的瞬态加热高温爆破两种试验。利用该装置完成了316L不锈钢薄壁管的瞬态加热高温爆破试验，获得...
近日，中核集团核动力院成功研制出耐温等级为440级的新型耐高温电磁线圈。新研的电磁线圈耐温等级高，达到了世界领先水平。
中国散裂中子源靶体研制
中国散裂中子源 靶体 钨靶片 遥控维护
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2020/1/16
中国散裂中子源(CSNS)靶体选用钨为靶材、钽为包覆层，采用包套法结合热等静压扩散焊工艺制备了钽包覆钨靶片。经检测，钨钽界面结合良好，钽层与钨基体平均结合强度大于64.07 MPa。靶体将钨靶片分成厚度不等的11片，散热采用一进一出的并行流结构，利用CFD软件进行了模拟计算，钨靶片间冷却流道间隙为1.2 mm，100 kW满功率运行情况下靶体最高温度为182.3 ℃，冷却水温升为7.1 ℃。经过半...
我国研制成功大型先进商用压水堆燃料组件
大型先进 商用压水堆 燃料组件
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2019/3/26
2019年3月21日，由我国自主研制的CF3燃料组件在秦山核电二厂2号机组结束全部长循环辐照考验，顺利出堆并完成池边检查，检查结果显示CF3燃料组件性能达到国际同类产品先进水平。这标志着我国具有完全自主知识产权、适用于大型商用压水堆核电站的CF3燃料组件具备工业化应用条件，为我国自主三代核电建设以及国内核电大规模应用奠定坚实基础，对“华龙一号”和我国核燃料“走出去”以及能源供应安全保障具有重要战略...
ICF用铜基低密度气凝胶靶材料研制
铜基 环氧丙烷 聚丙烯酸
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2009/3/4
过渡金属基气凝胶是惯性约束聚变实验中靶的候选材料。以无机铜盐CuCl2的醇溶液为前驱体，采用聚丙烯酸为分散剂，环氧丙烷为凝胶促进剂，通过溶胶-凝胶工艺制备了柱状铜基醇凝胶。铜基醇凝胶经CO2超临界流体干燥后即可得到浅绿色柱状铜基气凝胶靶材料，材料密度为120~150mg/cm3。由扫描电子显微镜对气凝胶的微结构分析可知，该样品呈现由纳米级球形颗粒均匀堆积而成的网络结构。红外光谱、X射线衍射图谱和...
新型惯性约束聚变靶材料碳气凝胶研制
碳气凝胶 靶材料 碳化处理 微结构
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2008/12/29
用溶胶凝胶法和超临界干燥工艺制备有机气凝胶。经不同碳化温度处理制出具有不同微结构的碳气凝胶用作新型惯性约束聚变靶材料。用差热分析和热失重分析研究碳化过程中有机气凝胶成分变化以优化碳化工艺。 Ｘ 射线衍射分析不同碳化温度对碳气凝胶微结构的影响。结果表明：碳气凝胶颗粒由内部石墨化丝状物相互交联形成；碳化温度和碳化时间对颗粒内结构影响不大。
钚-238低能光子源的研制
研制 光子源 钚-238
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2008/12/25
本文扼要介绍了~(238)Pu低能光子源的结构、制源工艺、结构材料的选择、~(238)Pu陶瓷源芯的牢固性检验、成品的质量控制和使用性能。还对~(238)Pu低能光子源的主要性能与国外的同类产品作了比较,证明达到了较先进的水平。
电解还原铀钚分离过程中镎行为的研究Ⅱ.阳阴极共区电解还原混合澄清槽的研制和实验
铀钚分离 电解还原
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2008/12/24
本文介绍了研制阳阴极共区电解还原混合澄清槽的目的、设计、调试、铀酸冷运转的情况。并利用该槽进行了铀、钚、镎共存的运行试验,着重了解镎在铀、钚分离过程中的行为。实验证明,钚收率99.9—99.99％;钚中去铀分离系数3900—33000;铀、钚、酸物料衡算良好;镎在槽中的积累和内循环严重;镎在槽中主要以四价形态存在;在1 B槽铀钚分离条件下,从单一产品液流(IBU或IBP)中定量回收镎是不太可能的...
10 MW高温气冷实验堆燃料元件装卸系统研制
10MW高温气冷实验堆
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2008/12/16
根据国际上类似系统的设计和运行经验,彻底改进了10MW高温气冷实验堆(HTR 10)燃料元件装卸系统的单列器、碎球分离器、提升器、控制系统,以使系统变得更为简单、可靠。改进后的设备均在全尺寸实验装置上进行过试验。系统的调试试验和初装料运行表明:该系统的性能满足HTR 10的要求。
10MW高温气冷堆首次装料的包覆燃料颗粒研制
高温气冷堆
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2008/12/16
10MW高温气冷堆采用全陶瓷TRISO型包覆颗粒燃料元件。TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成。本工作研究用于生产包覆燃料颗料的具有多气体入口的新型喷动流化床和4层连续包覆工艺。采用化学气相沉积方法在150mm直径流化床沉积炉中生产出10MW高温气冷堆的包覆燃料颗粒。用扫描电镜观察研究了包覆燃料颗粒的微观结构。包覆燃料颗粒的制造破损率为3...
核电站燃料棒破损在线探测系统研制
在线探测 燃料棒
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2008/12/15
采用在线检测方法对现役核电站燃料棒的破损情况进行监测可以克服传统化学取样方法不能连续探测和不能及时报告堆内燃料破损情况的不足。本工作研制出核电站燃料棒破损在线探测系统(FDDS1),通过检测一回路核燃料裂变产物的活度,根据燃料破损性状分析程序FUDAC1计算出燃料棒的破损根数等参数,给出在线探测报告。
人员出入口核材料放射性监测装置计算机数据采集和处理系统的研制
放射性监测装置 核材料
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2008/10/9
研究了人员出入口核材料放射性监测装置中计算机数据采集和检测方法 ,内容涉及系统组成、序贯概率比检测方法、程序设计等。
人员出入口核材料放射性监测装置的研制
核保障
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2008/10/9
采用γ射线探测器阵列和序贯概率比检验法建立了人员出入口核材料放射性监测装置 ,以检测通过出入口的人员是否以隐蔽方式非法携带核材料或其它放射性物质。