搜索结果: 76-90 共查到“核聚变工程技术”相关记录528条 . 查询时间(0.396 秒)
近日，国家科技部中国国际核聚变能源计划执行中心（以下简称“核聚变中心”）与核工业西南物理研究院（以下简称“核西物院”）在蓉召开2022年国际热核聚变实验堆（ITER）采购包工作会。核聚变中心主任罗德隆，核西物院党委书记张必祥，院长刘叶，副院长刘仲华出席会议。副院长童洪辉主持会议。会议回顾了核西物院2021年ITER采购包管理工作及技术攻关等方面取得的主要进展及成绩，重点就执行过程中存在的问题挑战、...
高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证
快堆燃料元件 芯块包壳相互作用 腐蚀开裂 高燃耗
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2022/3/15
快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行，燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用，采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型，并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏...
中国原子能科学研究院泳池堆圆满完成2021年度功率运行辐照任务
泳池堆 核动力堆燃料 铅铋堆冷却剂材料辐照
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2022/3/21
2021年，原子能院泳池堆累计功率运行123天，超额完成了年度功率运行100天的目标，运行状态良好，全年未发生运行事件及计划外停堆，为原子能院顺利完成重大项目辐照考验任务发挥了不可替代的重要作用。为持续提升泳池堆安全稳定运行能力，原子能院反应堆工程技术研究所策划并进行了三台一次水泵及电机、两台厂房主变压器的更换工作，相继解决了设备更换中遇到的多项技术难题，提前完成了上述重要设备更换，为确保泳池堆连...
尖顶成形方法的参数优化选取与堆积识别
数字核脉冲信号 尖顶成形 堆积识别 能量分辨率
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2022/3/16
核脉冲信号的尖顶成形，由于其具有最优信噪比、高计数率和兼容性强等特点，被广泛地应用于核脉冲信号的成形与幅度提取中。本文推导了有限宽尖顶成形的数字递推式，并分别对仿真核信号和实际采样核信号实现了尖顶成形。基于尖顶成形特点，设计了堆积识别算法，可有效实现核脉冲信号的尖顶成形、堆积识别与分离、幅度提取。基于最小二乘法拟合，探讨了衰减系数、成形宽度的优化选取。研究结果表明：尖顶成形输出脉冲幅度与成形宽度之...
中国原子能科学研究院获得首批铅铋堆瞬态工况试验研究数据（图）
中国原子能科学研究院 铅铋堆 全系统级铅铋堆瞬态工况
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2022/3/21
2021年12月12日，铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成，这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点，标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据，填补了国内相关研究领域的空白，为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后，在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
中国原子能科学研究院快堆高性能数值模拟关键技术取得重要突破（图）
快堆高性能数值 快堆堆芯 核热子通道耦合计算
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2022/3/21
由中国原子能科学研究院核工程设计研究所牵头开发的快堆多物理耦合计算系统，成功完成了数千核并行规模的快堆堆芯和堆本体全范围精细化中光子输运计算、全堆芯输运-燃耗耦合计算、核-热子通道耦合计算与核燃料性能耦合分析。这标志着中国原子能科学研究院快堆型谱软件在高性能计算、先进建模仿真技术与多物理耦合模拟方面取得重要突破，为构建我国首个具有完全自主知识产权的钠冷快堆高性能数值模拟系统奠定应用基础。
中国原子能科学研究院铅铋堆自然循环能力研究核心技术达国际先进
铅铋堆 冷却剂自然循环 第四代核能系统
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2022/3/21
我国自主设计和建造的国内规模最大的铅铋合金自然循环试验装置在中国原子能科学研究院建成。基于该装置，中国原子能科学研究院完成了多项重要试验，获得了铅铋快堆冷却剂自然循环的关键试验数据，助力我国铅铋堆的研发及工程设计，为解决我国铅铋快堆工程中非能动余热导出系统设计及安全分析的不确定性问题提供了重要支撑。这标志着中国原子能科学研究院在铅铋快堆自然循环研究方面的整体研发深度及核心技术成熟度，均达到国际先进...
新型重水慢化熔盐堆堆芯优化设计
重水慢化熔盐堆 热工水力 中子学 钍铀燃料循环
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2022/3/21
采用液态燃料及重水慢化剂的重水慢化熔盐堆（HeavyWatermoderatedMoltenSaltReactor，HWMSR）具有高中子经济性，但堆芯出口温差较大，将会导致堆芯顶部管道构件热疲劳。本文旨在优化HWMSR堆芯设计，降低堆芯出口温差。采用中子学-热工耦合程序以及堆芯临界搜索程序，深入分析了具有不同熔盐通道半径堆芯的功率分布、熔盐出口温度分布、初始易裂变核素233U装载量及钍铀增殖等性...
中国小型反应堆配套DCS实现小型化（图）
小型化DCS 小型反应堆 核电源DCS小型化
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2022/3/7
近日，小型反应堆配套使用的小型化DCS（分布式控制系统）平台——ECS-700neo通过系统测试并正式发布。该系统由中国原子能科学研究院联合浙江中控技术股份有限公司联合设计研发，所有软硬件完全自主可控，标志着反应堆用小型化DCS设计和研发取得重要突破，为后续型号的设计和应用奠定了基础。
铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键影响因素的研究
铅冷快堆 环形燃料 热工性能 关键影响因素
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2022/3/17
研究影响铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键因素，对提高铅冷快堆堆芯的功率密度具有重要意义。本文首先对典型铅冷快堆环形燃料元件建立热工模型并进行热阻分析，评估影响其热工性能的关键因素；然后，以内外流道冷却剂的出口温差、环形燃料元件芯块最高温度、绝热面位置以及内外包壳温差四项指标作为评判标准，分析各因素对环形燃料元件热工性能的影响特性。热阻分析结果显示：影响铅冷快堆环形燃料元件热工性能的关键因素为气隙...
400MW泳池式低温供热堆堆芯核设计
池式低温供热堆 核设计 提棒顺序
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2022/3/17
泳池式低温供热堆堆芯在深水池内，利用了深水静压力来提高堆芯出口温度，以满足供热系统需求。400MW泳池式低温供热堆堆芯采用69盒组件堆芯核设计方案，该方案的特点是：采用截短型压水堆燃料组件、低功率密度堆芯、长周期循环长度、无硼控反应性补偿机制、由载钆燃料棒提供部分后备反应性。给出了堆芯核设计准则，对装载方案进行了优化设计，对各循环进行了提棒顺序搜索和燃耗计算，对各循环的重要物理参数进行了分析。研究...
铅铋反应堆环形燃料结构热工水力分析方法研究
铅铋反应堆 环形燃料 多目标优化 最佳排列方式
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2022/3/17
采用环形燃料可显著提高铅铋反应堆的堆芯功率密度，对实现反应堆小型化设计和经济性提高具有重要意义。本文基于闭式并联多通道模型和量子遗传算法，通过流量分配和热量分配的解耦计算，开发了铅铋快堆环形燃料热工水力分析程序；然后以燃料芯块最高温度、燃料包壳最高温度、内外出口温差、压降、堆芯功率为评价指标，采用多目标综合评价法开展了环形燃料组件最佳排列方式研究。结果表明：开发的铅铋快堆环形燃料热工水力分析程序与...
熔盐堆氟盐的泄漏凝固特性研究
熔盐堆 氟盐 泄漏 凝固
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2022/3/17
熔盐反应堆（MoltenSaltReactor，MSR）一般采用高温熔融氟盐或氯盐作为流体传热介质，熔盐泄漏事故是影响熔盐堆安全运行的重要因素之一。本文基于计算流体力学（ComputationalFluidDynamics，CFD）模型，使用ANSYSFLUENT模拟软件，研究了氟盐泄漏到石英砂层后的扩散渗透和凝固熔化现象。研究发现：熔盐泄漏至砂层后在砂层表面和内部扩散渗透，由于环境冷却和砂层温度...
四川大学原子核科学技术研究所硕士生导师林炜平副研究员（图）
重离子核反应 核天体物理 核聚变诊断
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2021/11/19
林炜平，男，1989年12月生，博士，副研究员，硕士生导师。2011年本科毕业于四川大学核物理专业，2016年在中国科学院大学（中国科学院近代物理研究所）获博士学位。在攻读博士期间先后赴美国德州农工大学和日本大阪大学交流学习、合作实验。2016年7月留在中国科学院近代物理研究所工作，并于2016年年底再赴日本大阪大学合作实验。2018年3月在四川大学原子核科学技术研究所任特聘副研究员，2018年9...
东华理工大学核科学与工程学院硕士生导师赵开君教授
东华理工大学核科学与工程学院 赵开君 教授 磁约束聚变 等离子体诊断
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2021/11/19
赵开君，男，博士，教授，硕士生导师。1994年毕业于原西南师范大学物理系物理教育专业，并于核工业西南物理研究院子弟中学任教。2004年和2007年分别获得核工业西南物理研究院核能科学与工程硕士和博士学位。2001年至今，先后在核工业西南物理研究院、韩国聚变科学研究所、东华理工大学从事磁约束聚变等离子体诊断和实验研究工作。曾获蔡诗东等离子体物理奖及各类省部级奖励多项。主持和参与国家级和省部级科研项目...