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搜索到563篇“ 核临界安全“的相关文章

核临界安全: 本书总结了我国核临界安全工作的现状，根据国际核临界安全的最新进展，结合我国核工业具体情况，探索与论述核临界安全工作中所需要的基础知识、实践经验以及可能解决问题的途径。; 阮可强等著; 关键词：核安全保障

沉淀反应器核临界安全的监测系统: 本发明的实施例公开了一种沉淀反应器核临界安全的监测系统。其中，所述沉淀反应器用于将硝酸钚溶液转化为钚沉淀，所述钚沉淀在所述沉淀反应器内壁上附着形成沉积物。所述监测系统包括：测量装置，设置于所述沉淀反应器外部，用于探测所述...; 李航李东朋夏兆东朱庆福侯龙陈善发刘锋刘凯凯

一种中子毒物材料及其制备方法、以及核临界安全贮槽: 本发明公开一种中子毒物材料，其化学组成以重量份计包括：水10～27份，水泥20～25份，硼添加剂8～15份，砂子45～50份。本发明还公开一种中子毒物材料的制备方法、以及包含该中子毒物材料的核临界安全贮槽，该中子毒物材料...; 邢运曈马敬陈勇刘郢李磊侯学锋侯媛媛

中子相互作用对多体系统核临界安全的影响与评估方法研究被引量：2: 2024年; 中子相互作用,即中子在两个或两个以上裂变系统之间的交换,使多体系统的核临界安全问题变得非常复杂。针对核燃料循环领域不断涌现的多体具体场景,提出了一种保守、便捷、适用性较好的评估多体系统核临界安全(反应性变化)的方法。基于立体角法建立了距离因素与反应性变化之间的定量关系;通过反照率来评估单体之间、单体与屏蔽体之间的中子散射贡献;通过容器壁效应函数考虑容器壁材料与厚度的影响。利用中国原子能科学研究院的临界装置,通过临界实验对本方法进行了验证。本方法在评估距离效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.12Δk/k,评估屏蔽效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.035Δk/k,对比结果能够证明本方法的可行性与安全性。; 吕兴震朱庆福张寅周琦夏兆东张振洋张鹏展成昱廷孙旭; 关键词：核临界安全多体系统

熔盐堆核燃料盐贮存的核临界安全分析: 2024年; 熔盐堆是国际公认推荐的6种第四代反应堆型之一,可以使用液态核燃料,其核燃料生产、转运和贮存所涉及工艺过程与常规固态核燃料堆型也不同。为做好核燃料管理和核安全监管,有必要对其贮存的临界安全进行分析。本研究参考美国液态燃料熔盐反应堆MSRE(Molten Salt Reactor Experiment)相关设计参数,通过选取液态燃料熔盐堆核燃料的贮存建模、临界参数分析、蒙特卡罗中子输运软件仿真模拟计算,分析不同因素对核燃料盐贮存的影响,总结了设计模型下干燥环境贮存、水淹环境贮存的keff值及与燃料盐总质量变化的规律。最终,得到了不同情况下次临界安全控制的质量及与对应原料盐、中间产物、考虑容器壁影响时的对比。本研究结合法律法规及核材料流转过程进行分析讨论,归纳核燃料盐核临界安全特性,从核安全监管角度首次提出了相关监督审评要点。; 杨震戴志敏杨掌众邹杨; 关键词：熔盐堆核临界安全

核燃料元件研制设施核临界安全控制策略分析: 2024年; 核临界安全是核燃料循环系统特有的、核心的核安全问题。核临界安全风险是核燃料元件研制设施的重点风险,一旦管控失效将引发核临界事故,其事故后果将影响员工生命健康、社会舆论稳定和核事业发展,因此必须高度重视核临界安全控制。本文基于核燃料元件研制设施设计、建造和运行的工程实践,针对核临界安全风险管控重点和难点,从工程技术措施和行政管理措施两方面探讨、分析和总结了核燃料元件研制设施核临界安全风险控制策略。通过核临界安全控制策略的有效实施,核燃料元件研制过程中核临界安全风险得到了有效管控。; 陈建刚易伟孙超李佳; 关键词：核燃料元件核临界安全

微型反应堆高速撞击下核临界安全的初步分析被引量：1: 2024年; 微型反应堆可作为月球表面动力、航天器动力等用于太空探索,反应堆发射前需要对发射事故的影响进行安全分析。反应堆高空坠落并撞击到混凝土是主要的临界安全分析场景,高速撞击后反应堆可能重返临界。本文以两种简化的反应堆模型高速撞击场景为例,利用连续介质力学有限元程序ABAQUS与粒子输运蒙特卡罗程序耦合,完成了纯燃料堆芯垂直撞击地面和带径向反射层和屏蔽层圆柱堆30°倾角撞击地面的模拟,预测了两种场景反应堆高速撞击下keff随时间变化的物理特性。结果表明:纯燃料反应堆垂直撞击地面的keff增加最高可达1000×10^(-5),而具有反射层和屏蔽层反应堆30°倾角撞击地面的keff增加最高为200×10^(-5)。均匀密度变化条件下,采用表面非结构网格与内部非结构网格的蒙卡程序的计算结果符合较好,内部非结构网格能够更真实地捕捉材料的非均匀密度变化效应。本文的研究为微型反应堆高速撞击下的临界安全研究奠定了重要基础。; 王立鹏曹璐陈立新李锐刘仕倡李达张信一姜夺玉胡田亮江新标; 关键词：蒙特卡罗 ABAQUS

铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化: 2024年; 为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。; 周琦夏兆东成昱廷孙旭王璠李东朋李焕星张振洋朱庆福; 关键词：铀溶液多体系统

一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法: 一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，包括：进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立，设定溶解器和溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段长度、半径、数量，从而形成燃料棒剪切段的随机分布坐标；进行气泡小球随机分布模型的建立，...; 李航周琦夏兆东朱庆福

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