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近日，中国原子能科学研究院长期基础研究专项“反应堆多源异构数据治理分析基础技术研究”项目顺利通过专家验收。该项目成功研发中国原子能科学研究院首个液态金属反应堆数据治理与分析平台，建立了一整套数据采集、存储、治理和应用体系，为实现反应堆数据深度应用奠定了重要技术基础。
国内首次实现堆用小型化DCS工程应用（图）
小型化 堆用 DCS工程 分布式控制系统
2023/2/17
日前，由中国原子能科学研究院核工程设计研究所和浙江中控联合研制的堆用小型化DCS（分布式控制系统），在小型钠冷快堆非核集成测试装置上经过长达半年的运行考验，以及模拟启堆、功率运行、紧急停堆、瞬态功率等实验验证后，达到设计目标要求，圆满完成工程样机研制。DCS工程样机采用了小型化DCS平台，是国内首次实现堆用小型化DCS工程应用，为未来小堆工程的实堆应用奠定了技术基础，也为小堆核电源DCS设计提供了...
近日，中国原子能科学研究院自主研发的液态钠冷反应堆系统分析与安全评价软件顺利通过验收。作为国内首套具有完全自主知识产权的商用级系统分析软件，该软件的成功研制解决了快堆设计和安全分析关键工业软件的“卡脖子”技术难题，对我国先进钠冷反应堆研发具有重要意义。
中国原子能科学研究院完成我国首个高通量堆研究方案
高通量堆 同位素生产 核基础探索 先进核能系统
2022/3/21
中国原子能科学研究院完成多功能高通量辐照研究堆的方案论证与研究，从堆化一体角度提出了我国高通量堆解决方案。高通量研究堆中子注量率接近或大于5×1015n/（cm2?s），是开展燃料与材料考验、工业及医用同位素生产、核基础探索研究的顶级设施，堪称研究堆中的“特种部队”。其研究方案的完成，为优化我国先进核能系统科研设施布局，引领重大决策长远规划，实现我国核技术跨越式发展提供支撑。
RELAP5缓发中子先驱核输运模型扩展及验证
熔盐堆 一维缓发中子先驱核 输运模型 二阶Godunov
2022/3/22
液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一，在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势。液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性，致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估。为了提高反应堆系统安全分析程序RELAP5/Mod4.0（ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram）在液态燃料熔盐堆安全分析中的适用性和精确度，基于一维缓...
后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响
化学后处理 熔盐堆 分离效率 燃料循环
2022/3/17
化学后处理是液态熔盐堆的重要特征之一，其后处理效率将会影响堆芯燃料循环的中子学性能，因此，有必要研究不同后处理方案对熔盐堆燃料循环性能的影响。本文基于65MW熔盐堆堆芯结构，重点研究后处理模式对熔盐堆中子学性能的影响。采用批处理方式，选取不同的后处理方案及效率，借助熔盐堆后处理耦合程序，对剩余反应性、低富集铀添加量、重金属摩尔比和燃耗深度等中子学性能进行研究。研究结果表明：裂变产物的分离效率对燃料...
山东大学科技期刊社四期刊获中国高校期刊奖励
山东大学科技期刊社 四期刊 中国高校 期刊奖励
2018/11/20
2018年11月5日，中国高校科技期刊研究会公布了2018年度全国高校“杰出·百佳·优秀科技期刊”评选结果。山东大学科技期刊社编辑出版的《山东大学学报（理学版）》被评为“中国高校百佳科技期刊”；《山东大学学报（医学版）》《山东大学学报（工学版）》《山东大学耳鼻喉眼学报》被评为“中国高校优秀科技期刊”。近年来，科技期刊社紧紧围绕学校“双一流”建设，以创建“名刊强社”为目标，认真谋划发展蓝图，实施“期...
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估
核反应堆 核主泵
2009/11/3
为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到...
The present paper reviews activates relevant to the boiling water reactor (BWR) stability phenomenon, which has a coupled neutronic and thermal-hydraulic nature, from the viewpoint of model and code d...
Closed Fuel Cycle and Minor Actinide Multirecycling in a Gas-Cooled Fast Reactor
Fuel Cycle Minor Actinide Multirecycling
2009/9/2
The Generation IV International Forum has identified the Gas-Cooled Fast Reactor (GCFR) as one of the reactor concepts for future deployment. The GCFR targets sustainability, which is achieved by the ...
900MWe压水堆蒸汽发生器部分给水管线破口情况下的给水流量分析
蒸汽发生器 给水管线破口 给水流量分析
2009/5/19
在900MWe压水堆中，蒸汽发生器的给水是非常重要的，特别是在1根给水管线破口的情况下，给水泵必须通过另外2根未破损的给水管线向蒸汽发生器提供足够的流量。本工作对上述情况下未受影响的蒸汽发生器的给水流量进行了分析，并阐述了对其进行测量、计算及误差处理的主要原理和方法。
CEFR主工艺系统和设备的特点、设计和力学分析
中国实验快堆
2009/5/19
中国实验快堆（CEFR）是我国第一座快中子反应堆，它的核岛主工艺系统是由我国引进技术，自主设计完成的，目前正在进行紧张的施工。本文简单介绍CEFR核岛主工艺系统和设备的主工艺特点、设计和力学分析过程中的问题和解决办法。
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
2009/5/19
本文以百万千瓦级核电站（CNP1000）反应堆压力容器为例，分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容，选择反应堆压力容器具有代表性的部位，论证了60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。