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文献检索:
  • 乏燃料贮存问题回顾和展望 免费阅读 收费下载
  • 通过几项关于乏燃料临时贮存的验证试验研究项目,日本电力工业中心研究所(CRIEPI)已经证实了金属桶和混凝土桶贮存技术的安全性。其结果已经反映在日本政府核和工业安全机构,经济、贸易和工业部(NISA/METI)发布的干桶安全要求内。另外,日本核能安全机构(JNES)已经研究了乏燃料完整性的问题。本文回顾了这些研究项目。未来的问题包括桶部件和高燃耗乏燃料的长期完整性。
  • 地下核能联合体:开发核能系统的新途径 免费阅读 收费下载
  • 本世纪有可能部署成百甚至上千座新的核动力反应堆,这有助于满足正在增长的全球电力需求。本文提出作为优于地面选址备选方案的地下反应堆选址,过去地下选址的研究和经验证明了工程可行性,显示出安全、安保、环境和美观各方面的诸多优势。但地下选址的相关附加成本持续被视为一项阻碍。然而,近期在地下核能联合体(UNP)概念方面的工作表明,可以将每座反应堆投资和运营成本降低到低于传统地面选址的投资和运营成本。此外,在燃料闭式循环政策下,后处理装置、燃料再造设施、快谱反应堆以及废物处置设施也可能位于地下,作为UNP的一部分。目前的工作已包含针对层状盐和花岗岩中的UNP地下设计概念和挖掘成本估算,以及基于UNP的能源系统应用理念。UNP具有降低当前核电相关方面的诸多成本、废物管理、安全和安保担心的特性。
  • 高性能燃料包壳 免费阅读 收费下载
  • 当前第Ⅲ代轻水堆的燃料包壳是由锆基合金制成的。使用50年来锫基合金的性能明显改善,抗腐蚀能力大幅提高。然而,随着进一步提高^235U富集度的期望或其他带来大量的高裂变产物的技术改进,需要更能抵御辐照损伤和腐蚀的材料,也需要在严重事故工况下失效更慢的包壳材料。正在开发的第Ⅳ代技术包含新的包壳材料,例如SiC复合材料,这些新的包壳材料同样可用于Ⅲ代燃料,以提供吏高的性能、经济性和安全性。基于第Ⅳ代技术的巨大复杂性,特别是后处理基础设施,比较无补贴的真实经济成本,第Ⅳ代的发电成本将高于单次燃料循环的Ⅲ代轻水堆。计算表明,偏好第Ⅲ代轻水堆的经济优势可能会持续至少数百年。鉴于此前景,关注第Ⅳ代包壳材料(例如:SiCk/SiC。复合材料)用于第Ⅲ代燃料的评价显然是适当的和有吸引力的。
  • Mo-Ru-Rh-Pd合金氧化行为的热力学平衡计算 免费阅读 收费下载
  • 利用FactSage程序包对Mo-Ru-Rh-Pd△金氧化行为的热力学平衡计算进行了研究,以解决后处理过程中剩余残渣的问题。评价了温度、氧分压、各元素成分中Pd浓度、熔化温度以及活度对该合金氧化行为的影响。基于计算所得的M00.3Ru0.5RholPd0.1的T-PO2相图,在高燃耗U02燃料和玻璃熔炉的条件下评价了Mo0.3RU0.5RholPd0.1中处于稳定状态的成分。计算相图显示,在氧分压为0.2Pa时,RuO2、Rh2O3、面心立方(FCC)相及M0O3(液态或气态)能够处于稳定状态的温度功1000—1200℃。同时计算相图也显示,玻璃中的沉淀物提供了关于玻璃熔炉内氧分压和温度的信息。此外还针对Mo0.3Ru0.5Pd0.2进行了相图计算。将计算所得的相图与Mo0.3Ru0.5Rh0.1Pd0.1进行比较,研究了Pd浓度对Mo-Ru-Rh-Pd合金氧化行为的影响。以计算相图和HCP相中Mo、Ru、Rh、Pd的活度为基础,讨论了Pd浓度对各种金属的稳定性的影响。
  • 表面材料特性检测方法——多种高低频率涡流法 免费阅读 收费下载
  • 本文概述一种基于涡流法检测材料近表面特性的无损检测方法,该方法利用高频扫频涡流方法(以下简称SHFEC)检测超高温合金的表面应力分布,并通过模型反演结果数据证实该方法的有效性。本文还简述使用2~32Hz低频涡流法检测材料表面硬化钢渗碳深度的方法,检测范围为1~6mm。
  • 温度对Zr-2.5Nb合金压力管氢化物应力再取向的应力阈值及沿厚度方向残余应力变化的影响 免费阅读 收费下载
  • 确定了冷加工和去应力退火的Zr-2.5Nb压力管材料在523-673K温度范围的氢化物应力再取向应力阈值‰。实验中采用半厚度法和面积补偿法确定了带标距锥形拉伸试样的平均应力阈值‰。沿压力管厚度测量的局部应力阈值和平均应力阈值之差为残余应力沿管厚方向的变化量。平均应力阈值和残余应力都随应力再取向温度的增加而明显减小,并且,最大残余应力值在靠近包壳管厚度的中间部位。
  • (U,Er)O2的热性能和力学性能 免费阅读 收费下载
  • 铒(Er)被认为是一种适用于轻水堆(LWRs)的长效可燃毒物。在U02球中加入少量的Er203能使日本的核装置在现有的^235U最高富集度限制条件下开发超高燃耗的燃料。若采用(U,Er)O2燃料,掌握其热性能和力学性能很重要。本文给出了(U1-xErx)O2(0≤x≤0.1)的相关特性数据,测试了(U,E002的热性能和力学性能,并研究了Er的添加量对热性能和力学性能的影响。所有的Er都能溶于UO2,晶格常数随Er的添加量呈线性降低。(U9Er)O2的热导率和杨氏模量随Er的添加量而降低。这些研究结果有助于评价(U,Er)O2轻水堆中的应用性能。
  • 法国核法律体系研究 免费阅读 收费下载
  • 法国作为大陆法系的代表国家之一,其法律体系和制度一直是我国研究的重点。核电作为一种清洁、高效的能源,在能源危机不断加深的今天,对许多国家都有着重要的意义。法国的核工业经过几十年的发展,已经取得了巨大的成功,其核法律体系也相对成熟、完善。研究法国的核法律体系,对于大力发展核能的中国具有极大的借鉴意义。本文将介绍法国的核法律发展概况,简述其核法律体系的内容,并总结其特点。
  • WWER应力研究模型及建模方法 免费阅读 收费下载
  • 1 水一水动力反应堆(WWER)结构、载荷和设备工作的特殊性 水.水动力反应堆(WWER)是目前使用最广泛的俄罗斯核电厂反应堆堆型。前苏联第1座WWER为1964年投入使用的电功率210MW核电厂反应堆WWER-210,
  • 最佳估算加不确定性安全分析技术发展的历史观 免费阅读 收费下载
  • 美国商用核反应堆执照申请的相关要求,最初是建立在认为最成问题的事故工况、保守安全限值以及规定的分析方法基础之上。然而,上世纪80年代,大量的试验分析研究以及反应堆的实际运行经验表明,最初过于保守的方法在一定程度上有误导,有时甚至给出并不保守的结果。因此,开发一套基于风险的执照申请安全分析策略的需求日益增加。首个成功的方法则为研究院开发的程序缩比模拟,应用不确定性分析(CSAU)、现象识别和分级方法(PIRT),并为美国核管会的安全监管部门所接受。此套策略通常被称为最佳估算加不确定性分析方法(BEPU)。本文给出CSAU与PIRT的历史见解以及直至2010年最佳估算加不确定性分析方法的发展情况。
  • 乏燃料贮存问题回顾和展望
    地下核能联合体:开发核能系统的新途径(C.W.Myers[1] J. M. Mahar[2] J.F.Kunze[2] N.Z.Elkins[1])
    高性能燃料包壳(Lars Hallstadius Steven Johnson Ed Lahoda)
    Mo-Ru-Rh-Pd合金氧化行为的热力学平衡计算(大石佑治 黑崎健 菅原徹)
    表面材料特性检测方法——多种高低频率涡流法(N.Nakagawa C.C.H.Lo)
    温度对Zr-2.5Nb合金压力管氢化物应力再取向的应力阈值及沿厚度方向残余应力变化的影响(R N Singh Lala Mikin R G K Dey DN Sah I S Batra P Stahle)
    (U,Er)O2的热性能和力学性能(Shinsuke Yamanaka[1] Ken Kurosaki[1] Masahito Katayama[1] Jun Adachi[1] Masayoshi Uno[1] Takeshi Kuroishi[2] Masatoshi Yamasaki[2])
    法国核法律体系研究(樊赞 张弛 杨丽丽 高思旖)
    WWER应力研究模型及建模方法(李大鹏 王臻)
    最佳估算加不确定性安全分析技术发展的历史观(Gary E.Wilson)
    《国外核动力》封面
      2013年
    • 01
    • 02

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