燃料芯块相关论文
针对在堆芯熔化条件下建立铝合金包壳腐蚀动力学模型时所涉及的有关问题和已有的模型进行了讨论和评述。......
秦山核电厂是我国自行设计、建造的第一个核电站,燃料组件是其堆芯内的主要部件,3×3考验组件是按秦山核电厂燃料组件的设计要求......
福岛核辐射量爆表与外界无关 在2011年3月11日日本大地震引发海啸中严重受损的福岛第一核电站，日前被测出其2号机组反应堆辐射强......
核能作为一种高效、清洁能源与其它能源相比具有许多独特优势，因此世界各国都在高度关注核电的发展与应用。核反应堆工作时，燃料棒内......
铀钚混合氧化物(Mixed Oxide,MOX)燃料主要应用于快堆(Fast Reactor,FBR)和压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR),也有少量应用......
本课题研究了不同添加剂对二氧化铀芯块晶粒长大的影响，观察了UO2芯块的微观组织变化情况。结果表明，在1650℃的烧结温度下，加入20～160......
UO2芯块外表质量对芯块堆内的安全运行影响很大。在陶瓷UO2芯块制造中可能会出现各种外表缺陷，一般通过控制制造工艺确保芯块外表符......
通过增加氮化铀(UN)燃料芯块的物性、裂变气体释放和肿胀等分析模型,基于FRAPCON-3.5程序进行了二次开发,使其具备了UN燃料元件分......
【英国《国际核工程》网站2019年1月28日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)2019年1月28日宣布,已将用于压水堆的耐事故燃料试验组......
本文采用双向压制的方法制备MOX燃料芯块生坯,通过一系列实验,对压制压力、保压时间和成型剂添加量对燃料芯块生坯和烧结芯块性能......
本工作涉及大晶粒UO_2燃料芯块的研究、试验燃料组件的设计与制造。所谓大晶粒是在UO_2粉末中分别添加Al_2O_3/SiO_2、Cr_2O_3粉末......
作为先进压水堆核电站关键技术研究项目之一，参照西屋电气公司和法马通公司的相关技术，研制了线功率密度保护的物理模型。通过限制线......
<正> 符合国际原子能机构《放射性物质安全运输规定》要求的乏燃料运输容器,具有相当高的抗事故能力。但在运输过程中,仍有可能出......
采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃......
当反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类......
本文较详细地分析了快堆燃料和包壳的主要辐照行为，以及这些行为对燃料棒使用寿命的影响，并介绍了分析快堆燃料棒寿命的基本方法。利......
中国实验快堆(CEFR)缓发中子监测系统属于燃料破损探测系统的一个子系统,主要用于监测一回路钠中的缓发中子强度,以判断燃料包壳是......
燃料芯块侧偏状态下的燃料棒温度分布关系到反应堆燃料设计和安全运行。本文基于燃料棒的稳态扩散方程的一般形式,通过数值计算分......
美国加利福尼亚州的劳伦斯利弗莫尔国家实验室日前宣布，其核聚变能源研究取得了重大进展，聚变产生的能量第一次超过了激发聚变所需的......
