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中国科学院上海应用物理研究所专利：熔盐环境力学性能测试装置、系统及方法
近日，中国原子能科学研究院高温动态铅铋环境下力学测试试验回路装置顺利完成调试，具备开展铅铋堆结构材料力学性能试验的能力，标志着中国原子能科学研究院在国内率先掌握了铅铋反应堆材料及部件在铅铋环境下力学性能测试的关键技术，为铅铋堆技术研发提供重要数据支撑。
1MWth火星表面热管熔盐堆堆芯初步中子学设计
熔盐堆 高温热管 控制鼓
2022/3/16
核反应堆由于其能量密度高、功率质量比高和尺寸小等优点，成为未来载人火星探测任务的主要能源供给。为此，结合熔盐堆与高温热管技术，提出了寿期大于5a的1MWth火星表面热管熔盐堆（MartianSurfaceMoltenSaltReactor，（MS）2R）方案。采用MCNP（MonteCarloNparticleTransportCode）和MOBAT开展了（MS）2R的堆芯尺寸和反应性控制的优化设...
利用超铀核素启动的小型模块化钍基熔盐堆中子学性能研究
小型模块化熔盐堆 超铀燃料 熔盐石墨比 重金属摩尔份额
2022/3/31
压水堆乏燃料中的超铀燃料（Transuranicisotopes，TRUs）含有大于50%的易裂变燃料，可作为熔盐堆钍铀循环的启动燃料。基于小型模块化钍基熔盐堆，采用TRUs和Th分别作为裂变燃料和增殖燃料，研究堆芯熔盐石墨比和初始重金属摩尔份额两个重要参数对堆芯中子能谱、233U产量、石墨寿命、温度反应性系数、TRUs消耗量等中子学特性的影响，为利用TRUs和Th的小型模块化钍基熔盐堆的堆芯参数...
高温气冷堆石墨构件的碰撞力学行为研究
高温气冷堆 石墨构件 碰撞
2021/1/11
高温气冷堆的反射层和隔热层主要由数量庞大的石墨砖和碳砖组成，在地震或冲击载荷作用下，部件之间可能发生滑移和碰撞，影响其结构完整性。简化的数值分析模型是研究这种大规模散体结构的重要手段，而其中模拟碰撞的非线性连接单元参数对分析的收敛性和结果的准确性至关重要。本文对高温气冷堆中石墨构件的3种典型碰撞形式进行了实验研究，测量得到了各碰撞模式下碰撞时间和恢复系数与碰撞速度的关系。针对碰撞实验中边界条件与堆...
离心长级联水力学动态数值模拟
离心级联 水力学 调节
2009/9/16
针对已有的调节方法无法进行离心长级联水力学动态模拟的问题，提出一种新的调节方法。该方法从中间供料级出发，根据机器滞留量和管道额定流量向两端逐级调节阀门，从而得到离心长级联稳定运行时的水力学状态。50级和100级的数值模拟结果表明，该方法不受离心机水力学特性参数的限制，大幅缩短调节时间，可以较快得到满足水力学要求的级联设计参数。在级联稳定运行的基础上，通过改变供料量的大小，分别研究了在有无阀门自动调...
CEFR主工艺系统和设备的特点、设计和力学分析
中国实验快堆
2009/5/19
中国实验快堆（CEFR）是我国第一座快中子反应堆，它的核岛主工艺系统是由我国引进技术，自主设计完成的，目前正在进行紧张的施工。本文简单介绍CEFR核岛主工艺系统和设备的主工艺特点、设计和力学分析过程中的问题和解决办法。
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
2009/5/19
本文以百万千瓦级核电站（CNP1000）反应堆压力容器为例，分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容，选择反应堆压力容器具有代表性的部位，论证了60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。
中国实验快堆转运-清洗室的力学分析
中国实验快堆 静力分析 抗震分析
2009/5/11
转运-清洗室是中国实验快堆（CEFR）堆外换料系统中的主要设施，为反应堆换料操作提供一个安全可靠的密封和生物屏蔽空间，以保证操作人员的人身安全。本文采用数值方法对其进行力学分析。结果表明：CEFR转运-清洗室的力学性能满足规范要求。
聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究
中子学 聚变裂变混合堆 钍包层 锕系元素
2010/2/26
聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低，且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势，因此，越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件，已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状，本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究，利用一维离散纵标法燃耗程序BISONC以及Monte-Carl...
高温气冷堆中子时空动力学实时仿真计算
高温气冷堆 改进准静态方法 中子时空动力学 实时仿真
2010/2/26
本文研究开发了三维圆柱几何堆芯多群中子时空动力学改进准静态方法模拟计算程序。对给定的模块式高温气冷堆模型进行了模拟计算。在初始状态下，该程序的计算结果与中子扩散程序CITATION的计算结果吻合很好。在动态情况下，模拟了堆芯反应性、堆内各能群中子平均注量率和堆芯相对功率等物理量随时间的变化。计算结果与理论分析一致，在一定精度下，可达到实时仿真计算的要求。
堆压力部件故障的微观动力学方法
故障机理 演化方程 随机分析
2009/1/6
本文用随机过程的理论方法讨论了反应堆压力部件退化型故障,给出了故障的微观演化动力学方程,由此可提供基本几率函数,使退化型故障的概率分析方法建立于微观结构的演化基础上。