国产快堆包壳材料CW316(Ti)SS高温强度下降的微观机理分析

冷加工316(Ti)不锈钢CW 316(Ti)SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却较低.本项研究主要是通过观察、比较国产快堆包壳材料和俄罗斯快堆包壳材料在高温下微观结构的变化情况,并结合对国产材料高温持久断裂试验样品的断口形貌观察结果,分析得出:国产材料长时高温力学性能下降的主要原因是沿晶界的σ相析出.     

中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一.结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路.本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况.     

溶液堆的应用及其核燃料处理

溶液堆在医用同位素的生产方面具有一些优势,本文对溶液堆的发展过程进行了介绍,对用于医用同位素生产的水溶液均相反应堆的技术特点、核素生产以及相关的核燃料处理问题进行了综述.溶液堆可以提取的同位素主要有99Mo, 131I, 89Sr等.在核燃料处理方面,溶剂萃取法是切实可行的方法,针对硫酸和硝酸2种溶液体系,推荐了硝酸体系的φ=30% TBP流程.溶液堆运行1～2年左右,冷却3～5个月进行后处理,放射性浓度大于99%的裂变和腐蚀产物被去除,铀的回收率大于99.5%,回收的铀可以回堆继续应用,形成一个快速处理循环.在后处理设备方面,小型化的核用离心萃取器及过滤设备是最好的选择.     

~3He半导体夹心谱仪解谱方法理论探讨

通过介绍~3He半导体夹心谱仪探测器结构、工作原理及电子学系统组成,给出谱仪测量信号的两大来源反应,并与多箔活化法相比较,提出基于SAND-Ⅱ算法的解谱方法;最后进行了数值校验,证实了该方法的理论可行性.     

西安脉冲堆~3He快中子夹心谱仪的方案设计

本文介绍了3He快中子夹心谱仪的气体填充、探测器、三通道数字符合和数据分析处理系统,描述了探测器系统的理论分析及实验标定方法,提出了谱仪符合本底计数的来源,绐出了扣除几种符合本底的理论和实验方法,研究结果表明本工作可指导3He快中子夹心谱仪的深入研究.     

印度计划建设加压重水堆燃料厂

【印度商务在线网站2009年10月16日报道】印度核燃料联合体（NFC）目前计划耗资100亿卢比（2．16亿美元）在拉贾斯坦邦拉瓦巴塔（Rawatbhata）建设～座核燃料制造厂。该厂将专门为印度核电有限公司（NPCIL）目前在建的4座700MWe加压重水堆（PHWR）生产燃料。这4座PHWR中有2座位于拉瓦巴塔,即拉贾斯坦7号和8号机组;另2座位于古吉拉特,即格格拉帕尔3号和4号机组。     

阿海珐为第三代＋沸水堆命名

法国阿海珐集团（Areva）宣布将其以前被称为SWR-1000的1250Mwe第三代＋沸水反应堆（BWR）设计正式命名为克里纳（Kerena）。     

压缩应力下石墨IG-110热膨胀系数的测量及验证

采用应变电测法测量压缩应力状态下石墨IG-110的热膨胀系数,分析不同压缩应力对IG-110热膨胀系数的影响.结果表明,压缩应力对IG-110的热膨胀系数影响显著.与未加载时相比,分别加载20、30、40 MPa压缩应力石墨试样平行加载方向的平均热膨胀系数由3.71×10~(-6) K~(-1)逐渐增大至4.20×10~(-6)、4.41×10~(-6)、4.78×10~(-6) K~(-1),分别提高约13.2%、18.9%和28.8%;而垂直加载方向的平均热膨胀系数则由4.03×10~(-6)K~(-1)逐渐减小至3.80×10~(-6)、3.79×10~(-6)、3.75×10~(-6)K~(-1),分别降低约5.7%、6.0%和6.9%.压缩应力状态下石墨热膨胀系数的变化可能与应力导致石墨内部微裂纹的张开和闭合有关.     

岭澳核电站二期凝结水处理系统重大技术改进

针对大亚湾和岭澳核电站一期凝结水处理(ATE)系统投运后蒸汽发生器(SG)中SO_4~(2-)明显增高并超标等问题,对岭澳核电站二期ATE系统中的前置阳床和氢型混床的尺寸、布水装置以及离子交换树脂和分离装置等进行了重大的技术改进,提高了混床离子交换的效果,减少了因强酸阳树脂在混床底部溶出硫酸根和碎树脂漏入热力系统,而降解分离出硫酸根进入SG的可能性,确保和改善了SG的水-汽品质.     

压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究

针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下,采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性。