陶瓷芯块总气体含量测量对比分析

总气体含量是烧结核燃料芯块的重要指标,特别是在应用快中子增殖反应堆燃料的情况下。该文调研了国外陶瓷芯块总气体测量方法,结合国内外测量经验,主要从坩埚选用、加热温度、加热时间、总气体测量角度对陶瓷芯块总气体测量方法进行了比较。综合比较得出,坩埚选用应避开钽材质,加热时间建议不得少于10 min,热真空提取-气相色谱法和热真空提取-质谱法均是对芯块总气体测量的较为先进的测量方法,热真空提取-气相色谱法更经济,同时为国内陶瓷芯块总气体测量提供一些借鉴。     

快堆在能源中的战略地位

核能被世界公认为能源长期稳定供应的希望,它的开发利用包括裂变能和聚变能两个方面,全世界普遍认为,热中子堆→快中子增殖堆→聚变堆是核能开发利用的三个发展阶段。截至1986年底,全世界已经运行的394座核电站,装机容量达27 033万千瓦,但其中绝大多数是热中子反应堆,铀的利用率一般只有1～2%,推广热堆只是裂变能利用的初期阶段。快中子堆     

将核技术用于环境保护

近几年来,俄罗斯的科学家正努力开发核技术的新用途,现已成功地将核技术用于环境保护。 用快中子反应堆处理垃圾。俄罗斯物理动力研究所,精心设计出一种利用快中子反应堆处理生活和工业垃圾的新技术。首先,在核反应堆中,加砌一个烧垃圾的炉子。反应     

国家高科技课题钠火灭火剂在我校研制成功

由我校研制的用于快中子核反应堆的石墨钠火灭火剂,于1991年1月18日通过了由湖南省科委主持的鉴定,及鉴定和国家高技术先进核反应堆主题办公室专家们的评审.鉴定和评审认为该项成果填补了国内空白,达到了国际先进水平. 当前世界上先进的快中子核反应堆大多采用液态金属钠作冷却剂.反应堆运行中,一旦金属钠泄漏,它将与空气中的水分激烈反应,并迅速燃烧、爆炸形成火灾.因此,     

多维流动传热分区计算中边界耦合方法的研究

在分析对流式换热器及其围护结构流动传热特点的基础上，将计算区域划分为热相互耦合的三计算区与二维计算区，提供了针对某快中子增殖反应堆钠池及其围护结构流动传热模拟的相关算例。结果表明，该方法保护了流动传热三维特征，并有效地降低了运算时间和内存的开销，计算结果的总体趋势合理。     

美朝核问题框架协议中提到的——石墨反应堆和轻水反应堆

美朝在10月21日达成的关于朝鲜核问题的框架协议中谈到,美国将帮助朝鲜建造两座轻水反应堆以代替朝鲜的石墨反应堆;朝鲜则在协议生效后立即冻结其核计划,并同意在援建的轻水反应堆的主要部分建成之后,在美等国提供的关键设备安装之前(据说这需要5年的时间),允许国际原子能机构对其境内的核废料储存设施进行检查,并最终将可生产核武器的8000根乏核燃料棒运到第三国销毁。     

模拟退火算法优化堆H芯设计

在反应堆物理设计中,为了展平堆芯功率、提高核燃料利用率和降低运行成本,必须对堆芯燃料管理作优化设计.该文着重介绍了模拟退火算法,针对优化堆芯物理设计提出了优化目标函数和罚函数,采用罚函数处理的方法进行模拟退火算法,对NHR-200反应堆作了实例计算,使首炉循环未的有效增殖因子Keff提高了2.5%,展平了功率分布,得到了令人满意的结果.     

模拟退火算法优化堆芯设计

在反应堆物理设计中 ,为了展平堆芯功率、提高核燃料利用率和降低运行成本 ,必须对堆芯燃料管理作优化设计。该文着重介绍了模拟退火算法 ,针对优化堆芯物理设计提出了优化目标函数和罚函数 ,采用罚函数处理的方法进行模拟退火算法 ,对 NHR- 2 0 0反应堆作了实例计算 ,使首炉循环末的有效增殖因子 Keff提高了 2 .5 % ,展平了功率分布 ,得到了令人满意的结果     

环形空间内导热、对流、辐射耦合问题的数值仿真

本文针对环形空间内自然对流的研究现状,采用扩大计算区域办法确定边界条件,对一端开口的环形空间进行了将导热、对流、辐射耦合在一起的数值模拟,并加入了氩气的物性,使得计算结果与快中子增殖反应堆的实际情况相一致。计算结果显示,流动呈现两细胞的半循环流动,该结论与前人的研究结果一致。此外,由于采用计算区域整体模拟的办法,同时得出了固体内的温度场。     

快中子临界装置堆外物体坠落事故规模计算

根据弱中子源点火理论推导了反应堆意外超瞬发临界事故的裂变产额估算公式,分析了堆外物体意外坠落在快中子临界装置表面的事故规模。对防止快中子临界装置发生超瞬发临界事故提出了对策建议。     

应用改进遗传规划方法的快堆功率控制策略

由于快中子增殖反应堆的功率变化与反应性变化会相互影响,因此很难找到一个有明确物理含义的数学模型;而且其衰变功率在非稳态运行条件下,极易引起反应堆功率控制的过冲现象.针对快堆功率控制的这些特点,把改进后的遗传规划方法与反应堆动态周期方程相结合,得到了一个反应性控制的预测模型,同时对该模型进行了仿真验证.验证结果表明,该反应性预测模型的预测值与实测值吻合很好,总反应性的相对误差率甚至不超过1%,从而可以看出在整个控制过程中没有明显的过冲现象出现,模型性能良好.     

什么是核反应堆的临界状态

1月10日,曾发生严重事故的日本福井县美滨核电站3号反应堆被重新启动,但在数小时内,反应堆没有按计划达到临界状态。什么是核反应堆的临界状态呢?     

快中子脉冲反应堆理论计算

将中子输运方程、热弹性力学方程和反应堆动力学方程耦合在一起，根据球型快中子脉冲反应堆理论计算和理论设计的需要，编制了功能齐全的计算机程序。从爆发脉冲的实际过程出发，以预加反应性为关键参量；考虑了反应堆活性区外反射中于效应，增加了模拟缓发中子项。理论计算值与实验结果符合得较好，解决了以往脉冲功率分布和半高宽度的理论计算值与实验结果偏差大的矛盾。     

质子辐照A508-3钢微结构演变规律

用高注量质子辐照模拟A508-3钢中子辐照,辐照注量相当于反应堆压力容器正常运行20年、40年、60年、80年和100年所遭受的快中子注量。分析材料微观结构的演变。     

印度发展高技术产业的经验和教训

印度人均国民生产总值仅260美元(1984年),属低收入国家;工业化程度也不高,只能算半工业化国家。但是,它在核能、航天、计算机等高技术领域,却取得了较大进展。自1956年以来,印度建成6座研究试验反应堆。自1969年至今,已拥有6座核电站,且是继美、苏、英、法、联邦德国和日本之后第7个运用快中子增殖技术的国家,从而可充分利用其储量居世界首位的钍资源。按印度15年核能计划,到2000年将另建22座核电站,届时核电将占总发电量10%。 1975年,印度首次发射人造卫星;1980年,首次用国产火箭将国产卫星射入轨道,成为世界第6个把卫星送入轨道的国家。迄今,印度成功地发射了7颗科学试验卫星和应用卫星,其中4颗是自行发射的。在卫星转播电视教育、气象观测等方面,印度甚至走在我国的前面。     

一松动,大变动:日本放宽“武器出口三原则”

日本政府2011年12月27日召开安全会议,同意放宽武器出口限制。有日本媒体指出,这将成为日本防卫政策的重要转折点。2011年12月27日,日本政府召开安全会议,同意放宽武器出口限制,允许日本参与武器研发和生产的国际合作,以及以人道与和平为原则的国际援助。日本媒体指出,这是日本首次彻底放宽"武器出口三原则",将成为日本防卫政策的重要转折点。     

“人造太阳”首次完成综合点火实验

<正>11月2日,被誉为"人造太阳"的美国国家点火装置(NIF)完成了首次综合点火实验。NIF研究人员向核聚变反应堆中心发射192束激光束,用它们瞄准一个只有花     

声音

<正>下期看什么?福岛第一核电站事故是如何处理的?北京时间2011年3月11日15时46分,日本东北地区的太平洋海域发生9级地震。大地震之后,巨大的海啸随之而来.福岛第一核电站的核反应堆无法正常冷却,因而受到了严重的破坏。大量的放射性物质泄漏出来,周边的大气、海洋和土壤都遭到了污染。当时,核反应堆中发生了什么?有多少放射性物质泄漏出来?如今,事故已经过去3年了,但人们对反应堆内部的核燃料的状态依然不甚了解.而被核泄漏所污染的水把情况搞得更糟。为什么这场事故的处理时间如此之久呢?下期的特别策划,我们将全面了解福岛第一核电站     

快堆内熔融物传播模型的建立及验证

在快中子增殖反应堆的事故中,熔融物流经温度比较低的结构时会发生冻结,冻结的具体位置和时间对事故的发展影响较大。根据常用的导热冻结和整体冻结两种机理,采用机理建模方法,对熔融物的传播进行研究。模型采用积分微分法求解,并用法国GEYSER8和GEYSER11等实验进行了验证,得出整体冻结模型能更好地预测传播长度等结论。并根据模型计算结果对当前存在悬疑的PV-A实验的逐步传播现象给出了合理解释。     

日本核污水祸害全球海洋

日本东北部海域3月11日发生特大地震并引发海啸后,福岛第一核电站多台反应堆发生故障,出现严重核泄漏。在应对核泄漏事故过程中,日本将含有大量放射性物质的冷却水未经处理就排进了大海。