日本90年代的轻水堆设计

【英国《国际核工程》1983年6月号第46页报道】日本核能发展的长远战略目标(基本上是轻水堆、钚燃料再循环热堆以及21世纪的商用快中子增殖堆)大体上不变,但由于快中子增殖堆的发展速度放慢(快堆商用化的时间推迟到2010年),轻水堆所起的作用将要比预料的时间长一些。根据对90年代电力需求的预测,日本的轻水堆供应商、海外合作者及电力公司当今     

日本打算加速发展自己的轻水堆技术

【日本《日刊工业新闻》1980年8月13日报道】日本通产省正在进一步加速发展本国的核发电技术,其方针是要摆脱对美国的依赖,走向独立,象西欧各国一样,发展具有自己特色的核发电技术。日本通产省计划把轻水堆标准化(包括堆芯部分)。在努力发展高效率、安全可靠、大功率的“日本型”轻水堆的同时,利用日     

日本原子能研究所对未来型轻水堆的研究开发

【日本《原子能视野》2000年专刊第19～23页报道】 日本走的钚再循环路线是通过快堆重新利用核工业所生产的钚的。但最近的快中子增殖堆计划比当初预定的延迟了许多,所以今后不得不经过相当长的时间以轻水堆来有效利用钚。日本原子能研究所把可灵活适应于有效利用铀资源,降低放射性废物产生量及有效利用剩余钚等广泛需求的未来型轻水堆——欠慢化能谱反应堆作为轻水堆高技术研究的重要一环,而确立了其今后能源体系研究的核心地位。 1. 何为欠慢化能谱反应堆 现在,即使核能发电广泛地采用轻水堆,反应堆内部一部分不易产生核裂变的U-238也吸…     

印度设计以钍为燃料的轻水冷却重水慢化堆

【美国《核子周刊》1991年2月28日第14页报道】印度原子能委员会主席P.K.Iyengar博士说,位于孟买的印度巴巴原子研究中心设计的一种“完全利用国内概念”的     

日本通商产业省研究轻水堆利用钚的战略

【《日本原子》1986年1月号第30页报道】1985年8月29日,日本通商产业省能源咨询委员会核能小组委员会召开了关于钚再循环的讨论会,并且已开始了有关钚利用的综合研究。根据围绕钚的全部情况,例如一个私人后处理厂选址计划和从国外返回钚的问题,     

启明星2号轻水堆燃料棒价值实验和模拟研究

本文对启明星2号零功率装置中轻水堆的单根棒价值进行了实验和模拟研究。利用MCNP6程序和5种截面库计算出5组动态参数,将实验所测的倍周期代入倒时方程得到了5种动态参数对应的单根棒价值。采用斜率法计算出5种数据库对应的单根棒价值,并与实验结果进行了比较。结果表明：5组动态参数给出的周期法实验结果存在明显差异,不同数据库下斜率法给出的模拟结果基本一致;采用JENDL-4.0库时,实验值与模拟值吻合最好,相对偏差小于1%。本文推荐选用JENDL-4.0库计算的动态参数处理实验数据,周期法所得的单根棒价值为(0.237 6±0.015 6) mk。获得精确的单根棒价值,将有助于提高后续ADS相关实验的准确性和可靠性。     

不锈钢管的电解去污实验

采用金属球导电法对不锈钢管进行电解去污，考察了电流密度、电解液浓度和温度以及电极间距等对电解去污效率的影响，并与常规槽式电解法进行了比较。钚污染模拟样的电解去污试验结果表明：当电流密度大于0．2A／cm^2时，对5％H2SO4电解液，电解5min可实现对污染表面的去污。该方法对不同形状的金属部件均可实现有效去污，也可用于退役核设施的去污。     

弦碎裂函数的能量依赖性和Φ介子产生

奇异增强是在20世纪80年代初被推荐为诊断夸克-胶子等离子体(QGP)的一个重要信号[1]。在实验观察到SPS能量(Snn=17.3 GeV)下质子-核及核-核碰撞中奇异增强现象之后,W497[2]又在SPS能量的Pb Pb碰撞中观察到多奇异重子(Λ,Ξ,Ω)的增强现象。最近STAR[3]又发现Snn =130 GeV Au Au     

TUNL高分辨率核物理实验的能量刻度和校正

一、引言TUNL(Triangle Universities Nuclear Laboratory)是世界上著名的高分辨率实验室之一。该实验室的4 MeV静电加速器在独特的能量稳定系统及PDP-11计算机控制下,可     

RHIC能量的核碰撞中修正弦碎裂函数和粒子产生

本文在强子和弦级联模型LUCIAE(m)中引入修正的弦碎裂函数,以考虑相对论性核-核碰撞早期弦间的相互作用。结果表明,s NN=200GeV的p p,d Au和Au Au碰撞中一些宏观测量量,如荷电多重数和中心快度区中Ф介子快度出度等,能被LUCIAE(m)所描述,但未含此修正的原模型LUCIAE(d)却不能描     

核物理：弦碎裂函数的能量依赖性和Φ介子产生

奇异增强是在20世纪80年代初被推荐为诊断夸克-胶子等离子体(QGP)的一个重要信号。在实验观察到SPS能量(Snn=17．3GeV)下质子-核及核-核碰撞中奇异增强现象之后，W497又在SPS能量的Pb Pb碰撞中观察到多奇异重子(Λ，Ξ，Ω)的增强现象。最近STAR又发现Snn=130GeV Au Au对撞中也有奇异增强。     

国外先进轻水堆的开发状况和简要评述

本文主要对国外先进轻水堆的开发现状、发展趋势和主要核电国家(日本、法国、美国、西德和苏联)的开发情况作简单的介绍和简要评述。     

轻水堆燃料元件在三种主要事故下的实验研究

综述了美国在轻水堆三种主要事故下(功率冷却失配事故,反应性引入事故和失水事故)对燃料元件的实验研究结果。介绍了另外二种主要事故(运行瞬变事故和堆芯严重破坏事故)的实验研究计划。     

相对论重离子核反应产生的中子能量和通量的固体径迹测定

在苏联杜布纳联合核子研究所同步稳相加速器上用CR-39探测器测量了44GeV ~(12)C+Cu(厚靶)核反应产生的中子能量和通量。测量表明.这一核反应释放的中子的平均能量为15.8±2.8MeV,当入射重离子数目为6×10~(11)时,与~(12)C束成～70°方向,距靶～60cm处的中子积分通量为(4.5±0.3)×10~9cm~2。这一方法可用来测量相对论重离子核反应释放的中子的角分布和每个入射重离子或每次核反应可产生的中子平均数目。     

强激光产生的等离子体能量诊断探测器

本文介绍了ＩＣＦ实验中强激光产生的等离子体能量诊断用探测器的结构，原理和性能测试，作者详细介绍了等离子体能量诊断方法和“神光１”上完成了１．０５，０．５３μｍ激光辐照Ａｕ盘靶产生的等离子体能量的测试结果。     

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施

在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求,其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法.美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题,认为OBE不应当控制安全系统的设计,并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录,于1993年得到NRC批准.本文根据该备忘录内容整理了两大问题:取消OBE的背景和原因,取消OBE后所采用的措施和方法.并从核电厂构筑物、管道、支承件、设备以及电厂震后决策等几方面的抗震要求进行了论述.