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动力堆核材料数据库管理计算机系统 总被引:2,自引:1,他引:1
文章叙述了动力堆核材料数据库管理软件的开发成果。分析了该系统的模式、数据管理的实现、程序主要功能以及其它特点。该系统成功地应用于大亚湾核电站和秦山核电站的核材料管理计算机自动化。 相似文献
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[美国《核新闻》1994年1月号第66页报道] 在联邦政府各部门的资助下,美国一体化快堆(IFR)项目在1994财政年度继续实施。目前正着手证实如何利用这种液态金属冷却堆(LMR)燃烧核武器级钚燃料。1994年1月,由武器级核材料制成的一个燃料组件将装进爱达荷州实验增殖堆(EBR—Ⅱ),它是用作IFR型堆概念设计的原型堆。虽然1994财政年 相似文献
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高温气冷堆(HTR)采用球形包覆颗粒燃料元件,采用不停堆换料运行方式。因此,其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆,也不同于散料核设施,不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此,本文针对HTR核材料管理,提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量(MUF)评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点,综合考虑件料和散料衡算两种模式,通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究,最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估,为HTR核材料监管提供技术基础。目前,该方法已应用于我国HTR的核材料管理,取得了预期的效果。 相似文献
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《核电子学与探测技术》2018,(5)
针对高温气冷堆(HTR)燃料元件和换料方式不同于传统压水堆的特性,HTR采用燃料元件计数与核素含量计算相结合的衡算方式,详细介绍了核素含量的计算方法,并对该算法进行系统测试和MUF不平衡差验证,证明了该衡算算法的正确性和可行性,实现了对HTR核材料平衡的监督与控制。 相似文献
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《原子能科学技术》2020,(3)
高温气冷堆(HTR)采用球形包覆颗粒燃料元件,采用不停堆换料运行方式。因此,其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆,也不同于散料核设施,不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此,本文针对HTR核材料管理,提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量(MUF)评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点,综合考虑件料和散料衡算两种模式,通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究,最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估,为HTR核材料监管提供技术基础。目前,该方法已应用于我国HTR的核材料管理,取得了预期的效果。 相似文献
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报道了在Windows环境下建立的动力堆核材料数据库计算机管理系统。介绍了系统组成、特点及主要功能,主要描述了物理分析、软件数据流、用户处理基本流程等的系统设计方法。较之以往的工作,本系统增加了关键测量点及组件方位图布局的交互设置,增强了在多种动力堆运行参数情形下的适用能力;增加了数据库编辑、文本编辑、代码查看和设置功能;能自动衡算产生有关报表和管理文件,支持多种打印设备,有报表打印预览显示;具有数据加密、解密及数据备份恢复功能。 相似文献
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10 MW高温气冷实验堆在线测量系统可通过γ谱数据分析测得部分核素的活度,这些核素不包含绝大部分超铀元素同位素。出于核安保的需要,为确定超铀元素同位素的活度,提出一种基于深度学习的超铀元素含量计算方法。该方法采用引入反向误差传播的深度神经网络模型,以易测核素活度为输入,输出不易测核素活度。采用反应堆核素生成和耗减程序跟踪10 MW高温气冷实验堆的运行功率历史,产生核素活度数据样本,对神经网络模型进行训练和测试。研究结果表明:深度神经网络估算核素含量具有较高的准确性,在球床式高温气冷堆辐照后燃料中超铀元素在线估算方面具有较大发展潜力。 相似文献
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最近,人们对以氦为冷却剂的高温气冷堆表现出越来越浓厚的兴趣。这项技术是在本世纪七、八十年代发展起来的。现已建成5座这种核反应堆,其中美国2座、英国1座,德国2座,从这些反应堆中得到许多有益的设计经验。随着汽轮机技术及其相关的同流换热器、压缩机技术等的发展,在一个完善的布赖顿(Brayton)循环中高温气冷堆的高温特性可把热效率提高到50%,而所用的代价较小。继美国G.A.杂志介绍了“21世纪的模块式氦冷堆”之后,南非D.R.Nicholls的文章介绍了“球床堆”,这两种核反应堆在原理上很相似。G… 相似文献
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研究了模块式球床高温堆石墨堆体中用来保持石墨块砌块之间相对位置的键和套销的剪切强度。在机械载荷、辐射和地震载荷作用下,键、销将受到剪切作用。石墨是脆性材料,其强度特性表现出很大的分散性,随尺寸和应力状态不同而不同,因此有必要研究各种因素对键和销剪切强度的影响。试验研究了尺寸、形状、受力方向、配合间隙、试件长度、加载速度、取材方向、材料种类、试件数量等9种可能的影响因素的影响。结果表明,不同材料的实心键剪切强度差别明显,但空心套销则差别不明显;大尺寸套销的剪切强度较小;配合间隙较小的键有较大的剪切强度;加载速度在0.02~2mm/min范围内,试件长度在100~160mm范围内,试件的剪切强度不随加载速度或试件长度的变化有明显差别等。研究结果对设计工作和堆安全性有一定实际意义。 相似文献
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核工业目前面临着核能在基荷电力生产方面保持和继续生存、以及核能渗透到其它领域能源市场尤其是在氢的经济性方面的双倍挑战。本文表明,在今后几十年内,水冷反应堆尤其是轻水堆(LWR)仍将是基荷电力生产的中流砥柱。第四代反应堆堆型可能在约30年内进入市场,使其成为能与轻水堆相竞争的、或者作为轻水堆的一种补充渗透到新的能源市场,例如氢的生产和,或拓展铀资源。本文也讨论了与赢得公众接受新一代核能建设有关的问题。 相似文献
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研究试验堆的辐照能力 总被引:1,自引:0,他引:1
提出将辐照能力作为研究试验堆的一个技术指标和性能参数。辐照能力不仅可作为堆芯装置布置设计的评价指标,而且可用于堆内辐照费用的测算。与研究试验堆辐照能力有关的量包括:辐照空间体积、平均总中子注量率、堆功率和运行时间等。对于辐照能力的几种定义分别给出了表达式,并比较了它们的特点和作用。还以高通量工程试验堆为主要实例,给出了辐照能力的具体数据和应用。 相似文献
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【《欧洲核子》1985年6月第28页报道】1978年5月,国际原子能机构在维也纳成立了一个工作组,在“国际核燃料循环评价”的范围内研究在把武器级核材料扩散的危险减至最小的情况下和平利用核能的可能性。他们对材料试验堆和研究堆最重要的建议是把高浓铀(80—93%铀-235)燃料改成低浓铀(小于20%铀-235)。由西德核化学冶金公司提供的带状燃料元件的材料试验堆的热功率范围很宽,从1至110MW,因此其燃料元件的铀密度很不 相似文献
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