检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2009年第B12期43卷 97-102页

作者：徐红杨永伟周志伟清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计... 详细信息

研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。

关键词：聚变-裂变混合堆水冷包层核燃料中子物理性能

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聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析

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原子能科学技术 2014年第7期48卷 1200-1205页

作者：喻章程解衡清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层... 详细信息

将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层,第1次峰值温度发生在约11s,为938.2K;第2次峰值温度发生在约50s,为608.7K。两次燃料温度峰值均低于燃料U-10Zr的熔点,在可接受范围内。随着瞬态过程的深入,安注箱、堆芯补水箱及安全壳内储水箱的冷却水开始注入包层,使内外包层的坍塌液位开始回升,最终重新淹没堆芯。表明PXS在冷管段双端剪切断裂大破口失水事故下能保证混合堆堆芯的安全,将其应用于聚变-裂变混合堆是可行的。

关键词：聚变-裂变混合堆 PXS RELAP5 双端剪切断裂大破口失水事故

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聚变-裂变混合堆次临界能源包层结构的热-力耦合分析

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原子能科学技术 2016年第3期50卷 509-515页

作者：李杰梁尚明曾和荣刘志勇韩嘉华赵纯可黄洪文郭海兵王少华四川大学制造科学与工程学院四川成都610065 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

探讨了一种新型聚变-裂变混合堆次临界能源包层的有限元建模方法。应用ANSYS Workbench软件建立了该次临界能源包层的3D结构模型,并对该模型进行了稳态热分析、热-力耦合分析,获得了包层各零件的应力分布及变形分布,分析了包层各零件的... 详细信息

探讨了一种新型聚变-裂变混合堆次临界能源包层的有限元建模方法。应用ANSYS Workbench软件建立了该次临界能源包层的3D结构模型,并对该模型进行了稳态热分析、热-力耦合分析,获得了包层各零件的应力分布及变形分布,分析了包层各零件的强度、刚度,利用热-力耦合分析找到了该次临界能源包层的薄弱环节。计算结果表明,该包层满足强度、刚度要求,为该次临界能源包层的设计和改进提供了理论依据。

关键词：聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元热分析热-力耦合分析

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聚变-裂变混合堆外中子源效应

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原子能科学技术 2010年第5期44卷 562-566页

作者：徐红杨永伟周志伟清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

聚变-裂变混合堆(FFHR)作为聚变驱动次临界系统(FDS),具有良好的物理性能,能够实现产能、氚增殖、嬗变核废料等功能。采用COUPLE程序研究了水冷混合堆包层的铀水比和中子倍增剂对中子源效率的影响。结果表明:包层能谱越硬,外中子源效率... 详细信息

聚变-裂变混合堆(FFHR)作为聚变驱动次临界系统(FDS),具有良好的物理性能,能够实现产能、氚增殖、嬗变核废料等功能。采用COUPLE程序研究了水冷混合堆包层的铀水比和中子倍增剂对中子源效率的影响。结果表明:包层能谱越硬,外中子源效率越高;适当加入中子倍增剂Be可使外中子源效率增加。研究结果对进一步改进聚变-裂变混合堆的概念设计具有一定的指导意义。

关键词：聚变-裂变混合堆次临界装置中子源效率能量放大氚增殖

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聚变-裂变混合堆冷却剂布置优化及堆外自然循环分析

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核聚变与等离子体物理 2013年第2期33卷 166-174页

作者：喻章程解衡清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

根据聚变-裂变混合堆概念堆型的燃料区水冷设计,通过FLUENT建模和模拟计算,比较了均匀流量和按燃料单元发热量比例分配流量两种冷却剂布置方案。数值计算结果表明,这两种布置方案中燃料单元之间的导热很小,除燃料单元1中冷却管道外,其... 详细信息

根据聚变-裂变混合堆概念堆型的燃料区水冷设计,通过FLUENT建模和模拟计算,比较了均匀流量和按燃料单元发热量比例分配流量两种冷却剂布置方案。数值计算结果表明,这两种布置方案中燃料单元之间的导热很小,除燃料单元1中冷却管道外,其余的冷却管道带走的热量几乎等于相应燃料单元的发热量,在用系统分析程序等效建模时,不必重新确定冷却管道的热构件;对后一种布置方案燃料区的最高温度更低,温度分布更均匀,但温度展平效果并不明显。计算了堆外自然循环系统在假设的失水事故(LOCA)中的导热能力。结果表明,如果不采用自然循环系统,停堆后520s发生堆芯熔化;但是如果采用自然循环系统,停堆后1000s,燃料区的最高温度只达到584.4°C,不会发生堆芯熔化。

关键词：聚变-裂变混合堆 FLUENT 均匀流量比例分配流量自然循环

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Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆总体概念研究进展

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强激光与粒子束 2014年第10期26卷 14-20页

作者：李正宏黄洪文王真陈晓军祁建敏郭海兵马纪敏肖成建褚衍运周林中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)在核安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境、气候问题的新能源。从Z箍缩驱动聚变方案与聚变靶设计、重复频率驱动器、次临界包层及产氚包层设计、... 详细信息

Z箍缩驱动聚变-裂变混合能源堆(Z-FFR)在核安全、经济、持久和环境友好等方面具有优良的品质,有望成为有效应对未来能源危机和环境、气候问题的新能源。从Z箍缩驱动聚变方案与聚变靶设计、重复频率驱动器、次临界包层及产氚包层设计、燃料循环等关键问题方面,对Z-FFR工程概念总体研究情况进行了介绍。

关键词：聚变-裂变混合堆 Z箍缩惯性约束聚变次临界包层氚循环

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聚变-裂变混合堆的特点及作用

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高技术通讯 1992年第2期 15-17页

作者：刘成安北京应用物理与计算数学研究所

聚变-裂变混合堆是运用聚变反应和裂变反应产生能量并同时生产裂变核燃料的堆型。它通过聚变反应与裂变反应的耦合,使聚变产生的高能中子在包层中倍增,经过倍增的大量中子把包层中的^(238)U或^(232)Th转化成裂变材料,把锂同位素转化为... 详细信息

聚变-裂变混合堆是运用聚变反应和裂变反应产生能量并同时生产裂变核燃料的堆型。它通过聚变反应与裂变反应的耦合,使聚变产生的高能中子在包层中倍增,经过倍增的大量中子把包层中的^(238)U或^(232)Th转化成裂变材料,把锂同位素转化为氚。裂变材料再用作裂变堆的核燃料,氚用来支持混合堆堆芯所需的氚的消耗。

关键词：聚变-裂变混合堆聚变反应裂变反应

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铀基聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元力学分析

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强激光与粒子束 2018年第3期30卷 137-142页

作者：刘志勇曾和荣王少华郭海兵马纪敏中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

次临界能源包层是聚变-裂变混合堆的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。本文利用有限元分析软件对次临界能源包层的第一壁结构、支撑固定结构的相关零部件开展了初步的力学分析,得到了各零部件相关结... 详细信息

次临界能源包层是聚变-裂变混合堆的重要部件,对其进行力学特性分析研究是确保整个反应堆正常运行的关键。本文利用有限元分析软件对次临界能源包层的第一壁结构、支撑固定结构的相关零部件开展了初步的力学分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图,其中支撑结构的最大应力位于加强筋板与圆柱定位销的连接处,应力值为310.2 MPa;第一壁的最大应力位于"U"形流道拐角处,应力值为240.7 MPa;按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。

关键词：聚变-裂变混合堆次临界能源包层有限元分析强度刚度

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聚变-裂变混合堆的阶段应用——高放废物的转化

聚变-裂变混合堆的阶段应用——高放废物的转化

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第九届全国核物理大会

作者：邱励俭吴宜灿杨永伟栾贵时郭增基中国科学院等离子体物理研究所中国科学院等离子体物理研究所中国科学院等离子体物理研究所中国科学院等离子体物理研究所中国科学院等离子体物理研究所

如何处置核反应堆及其它核设施所产生的长寿命放射性废物(高放废物,主要包括裂变产物和锕系元素)在国际上仍然是悬而未决而又急待解决的问题。“转化” (transmutation)作为一种可能处置方法与传统观点倾向的地质学深埋方法相比具有永... 详细信息

如何处置核反应堆及其它核设施所产生的长寿命放射性废物(高放废物,主要包括裂变产物和锕系元素)在国际上仍然是悬而未决而又急待解决的问题。“转化” (transmutation)作为一种可能处置方法与传统观点倾向的地质学深埋方法相比具有永久性处置(彻底消灭)和充分利用铀钍资源、变废为宝两大优点。

关键词：高放废物聚变-裂变混合堆

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聚变-裂变混合堆第一壁材料中子辐照损伤研究

聚变-裂变混合堆第一壁材料中子辐照损伤研究

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第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第三届核能软件自主化研讨会

作者：刘晓马纪敏郭海兵中国工程物理研究院核物理与化学研究所

聚变-裂变混合堆为聚变能的尽早实现提供了一个有效的途径,第一壁材料的中子辐照损伤问题是决定聚变-裂变混合堆能否实现的关键问题之一。利用蒙卡程序和辐照损伤程序,构建模型,对常用的第一壁材料W、Fe、Be的中子辐照损伤进行了计算,... 详细信息

聚变-裂变混合堆为聚变能的尽早实现提供了一个有效的途径,第一壁材料的中子辐照损伤问题是决定聚变-裂变混合堆能否实现的关键问题之一。利用蒙卡程序和辐照损伤程序,构建模型,对常用的第一壁材料W、Fe、Be的中子辐照损伤进行了计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W、Fe、Be三种材料之中,从损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。本文的结果可供混合堆第一壁材料的选择时参考。

关键词：聚变-裂变混合堆中子辐照损伤聚变堆

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