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Design and flow field analysis for visualization experiment facility of pebble bed based on molten salt reactor 预览
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作者 Mu-Dan Mei Xing-Wei Chen +2 位作者 Sheng-De Sun Rui Yan Yang Zou 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 2019年第3期139-148,共10页
Molten salt pebble bed reactor is one of the sixth-generation IV reactor types. To investigate the mechanical behavior of the fuel pebbles in the core, a visualization experiment facility of pebble bed (VEFPB) is desi... Molten salt pebble bed reactor is one of the sixth-generation IV reactor types. To investigate the mechanical behavior of the fuel pebbles in the core, a visualization experiment facility of pebble bed (VEFPB) is designed. To obtain a uniform flow field of the core and analyze the influence of the flow field on the structure of the pebble bed, computational fluid dynamics software Fluent is used to simulate the flow field distribution of the core of VEFPB. The simulation results show that the disturbance at the bottom of the pebble bed is proportional to the flow velocity of the inlet pipe, and the flow velocity close to the inlet side is more significant than that in other parts;the design of the cylinder bottom plate with holes of different sizes can effectively reduce the flow velocity and the disturbance at the bottom of the pebble bed. In addition, according to the velocity contours of the core of VEFPB, it is observed that the flow field distribution of the core is considerably uniform except at the bottom of the pebble bed. This ensures the stability of the pebble bed and verifies the rationality of the design of VEFPB. This study provides the technical support and reference for the flow field analysis of the core of molten salt pebble bed reactor. 展开更多
关键词 THORIUM MOLTEN salt REACTOR (TMSR) Particle image VELOCIMETRY (PIV) COMPUTATIONAL fluid dynamics (CFD) Experiment FACILITY
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熔盐实验堆堆芯结构变化对反应性的影响分析
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作者 于世和 刘亚芬 +6 位作者 杨璞 冀锐敏 朱贵凤 周波 康旭忠 严睿 邹杨 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期82-86,共5页
熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Sal... 熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计模型为参考,系统研究了套管破裂、石墨构件移动、石墨破损、燃料盐浸渗度等因素对堆芯反应性的影响。结果表明:对于堆芯套管破裂,堆芯引入正反应性,破裂位置离堆芯中心越近,引入的反应性越大;对于石墨构件移动,随着扇形石墨构件向外移动,堆芯反应性增加;对于堆芯石墨破损,破损发生后,原燃料盐流道被石墨堵住时,则堆芯反应性减小;对于堆芯石墨破损,破损发生后,新燃料盐流道形成时,当石墨破损半径较小时,堆芯反应性会增加,当石墨破损半径较大时,堆芯反应性会减小。对于堆芯石墨发生燃料盐浸渗,堆芯反应性增加,且燃料盐渗入量越大,反应性变化越大。本研究为2MWTMSR-LF1安全分析提供参考依据。 展开更多
关键词 熔盐堆 钍基熔盐堆 堆芯结构 反应性
TMSR堆外核测系统设计 预览
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作者 黄国庆 赖伟 +1 位作者 陈永忠 刘桂民 《仪器仪表用户》 2018年第12期73-75,共3页
本文提出了第四代钍基熔盐堆(TMSR)的核测系统设计,包括整体结构设计、探测器选型、信号处理电子学及系统接口等。中子探测器出来的微弱信号被放大、甄别、预处理后送入保护系统,由数字化的保护系统实现数字采样和处理,其它系统所需要... 本文提出了第四代钍基熔盐堆(TMSR)的核测系统设计,包括整体结构设计、探测器选型、信号处理电子学及系统接口等。中子探测器出来的微弱信号被放大、甄别、预处理后送入保护系统,由数字化的保护系统实现数字采样和处理,其它系统所需要的中子注量率信息将由保护系统对外传输。 展开更多
关键词 TMSR 堆外核测系统 设计
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TMSR云仿真平台初步设计与实现 被引量:1
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作者 何越 程懋松 戴志敏 《核技术》 CSCD 北大核心 2018年第7期75-82,共8页
传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMS... 传统核能仿真系统一般采用基于物理机的分布式服务部署,存在资源利用率低、部署和扩展难度大等问题。本文结合云计算平台具有弹性资源调度、敏捷运维等优点,提出一种分层级、模块化的钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统云仿真平台系统架构。通过搭建TMSR云仿真试验平台,验证基于开源云操作系统框架Open Stack构建TMSR云仿真平台的技术可行性。将分布式服务部署的固态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)工程仿真机各功能模块迁移到TMSR云仿真试验平台,实现基于云计算的服务部署,用户可通过Web端访问TMSR-SF1仿真服务。仿真运行测试结果表明:TMSR云仿真试验平台可在整个软件生命周期内敏捷、高效地为用户按需提供TMSR-SF1仿真资源,可实现仿真系统快速、灵活地部署和重构。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 云仿真平台 系统架构 OPENSTACK 工程仿真机
核石墨与熔盐相容性测试装置设计与实验 被引量:1
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作者 唐辉 贺周同 +2 位作者 张灿 汪雪 夏汇浩 《核技术》 CSCD 北大核心 2018年第7期88-94,共7页
钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是以核石墨为反射体及慢化体、2Li F-BeF2(FLiBe)熔盐为主冷却剂的反应堆。在TMSR中,核石墨直接与熔盐接触。由于石墨的多孔特性,熔盐有可能渗入石墨的孔隙中,引发其力学、热学性能的... 钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是以核石墨为反射体及慢化体、2Li F-BeF2(FLiBe)熔盐为主冷却剂的反应堆。在TMSR中,核石墨直接与熔盐接触。由于石墨的多孔特性,熔盐有可能渗入石墨的孔隙中,引发其力学、热学性能的变化。研究熔盐在TMSR环境下是否渗入候选核石墨及其浸渗量,对于反应堆的运行安全至关重要。基于自行研制的熔盐浸渗实验装置,采用静态熔盐浸渗试验方法,测试TMSR候选核石墨T220在不同压强下的熔盐浸渗量,并研究了温度、时间对T220、NBG-18及IG-110石墨材料熔盐浸渗行为的影响。研究结果表明:T220石墨的临界浸渗压强介于600700 kPa之间,这说明在TMSR工况下(〈500 kPa)该石墨不发生FLiBe熔盐浸渗。温度(600℃和700℃)及时间(202 000 h)对三个牌号石墨熔盐浸渗行为影响不大。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 核石墨 熔盐浸渗实验装置 浸渗量
钍基熔盐堆回路管道蠕变疲劳分析和评定研究
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作者 卢喜丰 王新军 +2 位作者 艾红雷 吕勇波 何风 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期56-59,共4页
钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力... 钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力。本文采用PIPESTRESS软件对TMSR回路管道进行评定。分析结果表明:通过引入应力指数,对PIPESTRESS软件的计算结果进行处理,可以完成回路管道蠕变-疲劳分析的快速评定。在TMSR回路管道分析中,该方法省时省力,是一种更加实用和有效的方法。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆(TMSR) 回路管道 蠕变-疲劳 应力指数 PIPESTRESS
TMSR核能放化控制区出入控制系统软件设计 预览
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作者 梁子薇 韩利峰 +4 位作者 陈永忠 韩立欣 刘烨 孙雪静 徐海霞 《核电子学与探测技术》 北大核心 2017年第3期295-301,共7页
出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实... 出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现了该系统身份验证、污染报警、个人计量统计和事件记录等功能。使用EPICS软件包实现该系统,不仅可以降低成本,减少该系统对设备厂商的依赖性,最重要的是实现了TMSR实验堆项目仪控系统软件构架的统一。该系统软件开发已经过测试验收,证明其功能和可靠性均能满足设计要求,本文还对系统安全性方面的提高展开讨论。 展开更多
关键词 出入控制 实验物理和工业控制系统 钍基熔盐反应堆 污染检测
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高温原位氟化熔盐红外吸收光谱装置研制
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作者 刘舒婷 苏涛 +1 位作者 张鹏 刘洪涛 《核技术》 CSCD 北大核心 2017年第7期69-75,共7页
钍基熔盐堆是第四代核能系统的候选堆型之一,熔盐由于优异的传热性能与中子特性,被作为冷却剂和燃料盐载体在堆内运行,其微观结构对其物理化学性质有重大影响,因此,研究熔盐结构对熔盐制备净化、腐蚀控制以及熔盐堆的设计、建造和... 钍基熔盐堆是第四代核能系统的候选堆型之一,熔盐由于优异的传热性能与中子特性,被作为冷却剂和燃料盐载体在堆内运行,其微观结构对其物理化学性质有重大影响,因此,研究熔盐结构对熔盐制备净化、腐蚀控制以及熔盐堆的设计、建造和安全运行都有重要的指导作用。红外吸收光谱(Infrared Absorption Spectroscopy,IR)是研究熔盐结构的有力工具之一,但标准仪器无法实现高温(500℃)熔盐的测量。本研究在解决了样品加热、环境气氛控制以及腐蚀等难题后,研制了一套适用于高温氟化熔盐实验的高温原位红外吸收光谱装置。该装置中,加热炉为左右两开式,可以直接放进标准红外光谱仪样品仓内;样品池为组装式,主体是能够耐氟化熔盐腐蚀的镍基哈氏合金,窗片为单晶SiC或金刚石;样品池整体呈倒“T”型,上端密封盖带有进气口和出气口,可实现抽真空或通惰性气体的操作。该装置可以实现25-600℃温度范围测量,波段范围覆盖近红外和中红外(14700-400 cm-1)。通过使用常温水和高温亚硝酸钠的红外光谱实验对该装置的可靠性进行了验证。利用该装置,我们成功地获得了高温氟锂铍(FLiBe)熔盐的红外吸收光谱。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 氟化熔盐 高温原位红外吸收光谱 结构研究
TMSR-SF2全厂断电事故分析 被引量:1
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作者 徐博 邹杨 +1 位作者 孙强 余笑寒 《核技术》 CSCD 北大核心 2017年第10期53-58,共6页
钍基熔盐堆.固态燃料二号堆(ThoriumMoltenSaltReactor.SolidFuel2,TMSR—SF2)是基于球床熔盐堆SFl(SolidFuel1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与... 钍基熔盐堆.固态燃料二号堆(ThoriumMoltenSaltReactor.SolidFuel2,TMSR—SF2)是基于球床熔盐堆SFl(SolidFuel1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与安全特性的评估成为当前重要研究内容。本文基于Relap5/MOD4.0程序,建立了反应堆事故模型,进行了全厂断电事故的模拟,分析了反应性、反应堆功率、冷却剂温度和燃料温度等关键参数的变化规律。结果表明,SF2在全厂断电事故中具备高度安全性,其中固有安全性发挥了重要作用。此外还进行了全厂断电事故伴生不同事件的后果比对以及不同温度反应性系数的敏感性分析,证明了直接反应堆辅助冷却系统(DirectReactorAuxiliaryCoolingSystem,DRACS)在事故前期余热排出能力的局限性,而依靠主泵可以最大限度利用熔盐堆的热惰性从而显著缓解熔盐堆堆芯过热。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 小型模块化堆 全厂断电 安全事故分析 RELAP5
活性炭变压吸附法降低空气中的氡气 预览
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作者 龙慧佳 肖德涛 +2 位作者 单健 丘寿康 冯旭 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第4期363-366,381共5页
为解决活性炭连续降氡过程中的在线再生问题,建立了降低空气中氡气的活性炭变压吸附法。该方法通过两个活性炭床变换吸附与解吸的角色,实现了持续输出低氡空气的目的。利用该方法分别在解吸气流比(λ)值为30%、53%、75%的条件下... 为解决活性炭连续降氡过程中的在线再生问题,建立了降低空气中氡气的活性炭变压吸附法。该方法通过两个活性炭床变换吸附与解吸的角色,实现了持续输出低氡空气的目的。利用该方法分别在解吸气流比(λ)值为30%、53%、75%的条件下,测量装置输出口的浓度随时间的变化,结果表明在λ值为75%时,活性炭实现了再生且系统达到了循环稳态。 展开更多
关键词 变压吸附 吸附与解吸 循环稳态 降氡
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1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析 被引量:1
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作者 张洁 李明海 +3 位作者 何龙 杨洋 戴叶 蔡翔舟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第10期89-94,共6页
钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor, TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬... 钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor, TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用 RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用 Simulink 对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。 展开更多
关键词 熔盐堆 运行瞬态 RELAP5 控制棒 RELAP5
Numerical analysis of the activity of irradiated alloy-N in an FHR 预览
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作者 Chao Peng Xing-Wang Zhu +2 位作者 Guo-Qing Zhang Zhao-Zhong He Kun Chen 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 2016年第2期149-154,共6页
The fluoride salt-cooled high-temperature reactor(FHR) uses molten FLi Be salt as the coolant, which introduces a corrosive effect on the alloy-N structure material. Fission neutrons activate the corroded alloy-N,al... The fluoride salt-cooled high-temperature reactor(FHR) uses molten FLi Be salt as the coolant, which introduces a corrosive effect on the alloy-N structure material. Fission neutrons activate the corroded alloy-N,along with alloy-N structures inside the reactor vessel. The activation products of the alloy-N have a big impact on radiation protection during operation, maintenance, and decommissioning of the reactor. We have constructed a SCALE 6.1 model for the core of a typical 10 MW th FHR and analyzed the activity of each constituent of the irradiated alloy-N. The results show that the activity is predominantly due to short-lived28 Al,60m Co,56 Mn,51Ti, and 52 V, as well as long-lived 60 Co,51Cr,55Fe,59Fe, and 54 Mn.Furthermore, because of their relatively long half-life and high-energy c-rays emissions,60 Co and 54Mn are the major contributors to the radiation source terms introduced by alloy-N activation. The yield of 60Co and 54Mn per unit mass of alloy-N under the current core design is 5.58*105 and 1.55 * 103 Bq MWd-1g-1, respectively.The results of this paper, combined with future corrosion studies, may provide a basis for evaluating long-term radiation source terms of the primary loop salt and components. 展开更多
关键词 数值分析 反应堆容器 辐照 腐蚀作用 辐射防护 辐射源项 反应堆退役 结构材料
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TMSR堆芯CFX多孔介质传热建模分析 预览
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作者 谢凯 李林森 +2 位作者 沈峰 费立凯 王纳秀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期294-299,共6页
钍基熔盐堆(TMSR)是一种使用石墨包覆颗粒作为燃料,熔盐作为冷却剂的第4代反应堆。TMSR堆芯区域的球形燃料增加了反应堆热工水力分析的复杂程度,为了分析反应堆在发生丧失强迫循环后堆芯的温度分布情况,需对整个堆芯进行CFD建模模... 钍基熔盐堆(TMSR)是一种使用石墨包覆颗粒作为燃料,熔盐作为冷却剂的第4代反应堆。TMSR堆芯区域的球形燃料增加了反应堆热工水力分析的复杂程度,为了分析反应堆在发生丧失强迫循环后堆芯的温度分布情况,需对整个堆芯进行CFD建模模拟。本文对TMSR堆芯进行几何建模和网格划分,并使用ANSYSCFX进行了多孔介质模型的建模模拟。在主要考虑导热换热和浮力影响以及两种不同的保温层厚度情况下,对堆芯稳态运行时的温度分布和发生事故后60S的瞬态温度分布进行了初步分析。研究结果证明了利用CFX及其多孔介质模型对TMSR堆芯进行模拟的可行性,并与REALP5—3D结果进行比较,初步验证了在该简化模型的边界条件下,堆芯熔盐短时间内不会发生沸腾。 展开更多
关键词 TMSR CFX 多孔介质 瞬态
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便携式反应性测量系统设计 预览
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作者 孟令杰 赖伟 +2 位作者 黄国庆 严慧娟 后接 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第9期917-920,925共5页
基于逆动态法和周期法,开发了一套适用于钍基熔盐堆(TMSR)物理启动实验的便携式反应性测量系统。测量系统在保留了原电流信号测量功能的同时,加强了对脉冲信号的处理能力。对该系统进行了堆上实验验证,结果表明:系统能够正确处理脉... 基于逆动态法和周期法,开发了一套适用于钍基熔盐堆(TMSR)物理启动实验的便携式反应性测量系统。测量系统在保留了原电流信号测量功能的同时,加强了对脉冲信号的处理能力。对该系统进行了堆上实验验证,结果表明:系统能够正确处理脉冲及电流信号,并得到反应性。在加入预测平滑算法后,系统能够实时,并较为准确地给出反应堆的功率倍周期。 展开更多
关键词 钍斟熔盐堆 反应性 脉冲信号 预测平滑
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10-MWt固态钍基熔盐堆乏燃料贮存系统临界安全影响分析
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作者 田金 夏晓彬 +1 位作者 彭超 张志宏 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期86-91,共6页
10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-SolidFuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri—structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分... 10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-SolidFuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri—structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料元件的贮存过程中熔盐附着燃料元件对贮存临界安全的影响。使用SCALE6-1的TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)模块对TMSR-SF堆芯建模并进行燃耗计算,使用MCNP对乏燃料贮存系统进行临界计算。分别考虑熔盐浸渗球形燃料元件和熔盐包覆在球形燃料元件表面两种典型情况下,熔盐附着对贮存系统反应性的影响。针对乏燃料贮存系统,以浸渗最大量,即熔盐体积是石墨体积的13.9%为前提,临界计算结果表明,熔盐浸渗入石墨基体贮存系统的反应性比熔盐包覆在球形燃料元件表面的贮存系统的反应性要大5%;与没有熔盐附着的情况相比,有熔盐附着的情况下贮存系统反应性要大15%。对乏燃料贮存系统的临界安全分析可知,两种典型的熔盐附着模型对贮存系统的反应性存在一定的影响,但无论是熔盐浸渗还是包覆,贮存系统仍处于次临界,意味着贮存系统在正常工况下是安全的。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 乏燃料元件 熔盐浸渗 临界计算 临界安全分析
RELAP5-3D在固态燃料TMSR热工水力计算中的初步适用性分析 预览
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作者 费立凯 李林森 +4 位作者 沈峰 谢凯 李洋 邹杨 何兆忠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期300-304,共5页
钍基熔盐堆(TMSR)是第4代裂变反应堆,由FLIBE熔盐作冷却剂,能在高温下工作,并具有较高的热效率。TMSR堆芯由球形燃料组成,几何结构复杂,需采用三维模型,因此应用RELAP5—3D建立三维模型方法来代替传统的一维建模系统分析方法是... 钍基熔盐堆(TMSR)是第4代裂变反应堆,由FLIBE熔盐作冷却剂,能在高温下工作,并具有较高的热效率。TMSR堆芯由球形燃料组成,几何结构复杂,需采用三维模型,因此应用RELAP5—3D建立三维模型方法来代替传统的一维建模系统分析方法是很有必要的。文章研究了RELAP5—3D在TMSR热工水力计算中的适用性分析,通过比较RELAP5—3D与适用于TMSR的传热模型和压降模型,得到层流、湍流、过渡流传热经验关系式和压降关系式的差别,从而分析了RELAP5—3D的适用性。结合RELAP5—3D三维建模的特点,对TMSR堆芯进行三维建模,并进行稳态调试计算。在相同条件下,通过与CFX进行堆芯轴向温度结果对比,进一步验证了RELAP5—3D在TMSR三维堆芯建模中的可行性。在原有TMSR堆芯模型基础上,加入泵和换热器,形成完整的一回路模型,并进行稳态计算和LOFC事故分析。通过初步的理论分析与建模计算,证明RELAP5—3D在固态燃料TMSR热工水力计算中具备一定的适用性,可用于初步热工水力系统分析。 展开更多
关键词 REI AP5—3D 钍基熔盐堆 适用性分析 稳态计算
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ADS8325与FPGA在熔盐堆保护系统中的应用 预览
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作者 刘珍宝 刘桂民 后接 《计算机测量与控制》 2015年第3期886-888,共3页
针对战略性先导科技专项(TMSR)熔盐堆保护系统中,对接收到的信号需要有较高的数据转换精度,并且保护系统中的元器件具有一定的抗辐射能力的目的;文章采用了16位串行微功耗、高速、高精度ADS8325芯片和ACTEL公司开发基于Flash技术的具... 针对战略性先导科技专项(TMSR)熔盐堆保护系统中,对接收到的信号需要有较高的数据转换精度,并且保护系统中的元器件具有一定的抗辐射能力的目的;文章采用了16位串行微功耗、高速、高精度ADS8325芯片和ACTEL公司开发基于Flash技术的具有抗辐射性能的现场可编程门阵列FPGA,设计了熔盐堆保护系统中关键的A/D转换和定值比较单元;整个设计方案用Verilog HDL硬件描述语言实现,并在Libero平台下进行软件编程实现A/D转换的工作时序和定值比较的控制;测试结果表明,ADS8325对快速变化的输入信号反映灵敏、准确稳定、可靠,达到熔盐堆保护系统A/D转换和定值比较的要求. 展开更多
关键词 熔盐堆 FPGA A/D转换 VERILOG
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ABB控制器CD522在棒控棒位系统中的应用
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作者 韩利峰 汪全全 +3 位作者 邓辉宇 魏永波 陈永忠 刘桂民 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第9期45-50,共6页
中国科学院钍基熔盐核能系统固态燃料堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel, TMSR-SF)的控制系统设计采用 ABB 公司800XA 系列可编程逻辑控制器(Programmable Logic Controller, PLC)硬件。800XA系列的 PLC 虽然控制器... 中国科学院钍基熔盐核能系统固态燃料堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel, TMSR-SF)的控制系统设计采用 ABB 公司800XA 系列可编程逻辑控制器(Programmable Logic Controller, PLC)硬件。800XA系列的 PLC 虽然控制器和 I/O 模块丰富,但唯独缺少反应堆棒控棒位系统中关键的步进电机控制器模块。利用 ABB PLC 丰富的现场总线接口,将 AC500系列中的 CD522步进电机控制器应用到系统中,实现了800XA基于 Profibus-DP 即插即用的配置。组态过程中通过对控制器输入输出寄存器的灵活分配,不仅实现了控制器功能的定制,而且简化了后续函数库编程。编写了脉冲输出和编码器功能函数库,实现脉冲输出控制和编码器计数两个主要功能,并对棒控棒位系统的硬件结构进行了可靠性分析。组态好的控制器各项参数可满足棒控棒位系统的要求。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 CD522 棒控棒位系统 可靠性分析 PROFIBUS-DP
基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析
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作者 王晓艳 王晓 +1 位作者 张小春 朱世峰 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期56-61,共6页
钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称“堆容器”)长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损... 钍基熔盐液态实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)反应堆压力容器(简称“堆容器”)长期在650°C的高温下服役,对其进行蠕变损伤分析至关重要。本文旨在采用非弹性分析方法进行TMSR-LF1堆容器接管的蠕变损伤计算与评估。基于损伤力学理论,通过拟合650°C下UNS N10003合金的蠕变试验数据,得到了Lemaitre多轴蠕变损伤模型的材料常数。蠕变断裂寿命的理论预测值与试验结果基本吻合,最大误差7.38%。然后通过有限元分析,得到了TMSR-LF1堆容器接管正常运行工况下的等效应力,并根据Lemaitre多轴蠕变损伤模型得到了非弹性蠕变损伤值。计算结果表明:TMSR-LF1堆容器接管在10年寿期内的最大蠕变损伤约0.082,满足限值要求。 展开更多
关键词 TMSR-LF1 堆容器 UNS N10003合金 损伤力学 蠕变损伤
Radiological environmental impact analysis of a 2-MW thorium molten salt reactor during an accident 预览
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作者 Chang-Qi Chen Xiao-Bin Xia +2 位作者 Zhi-Hong Zhang Jun Cai Chang-Yuan Li 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 2019年第5期70-81,共12页
The thorium molten salt reactor–liquid fuel (TMSR-LF1) has inherent safety features. The accident occurrence possibility and their consequences are much lower for the TMSR-LF1 than that of traditional reactors. Based... The thorium molten salt reactor–liquid fuel (TMSR-LF1) has inherent safety features. The accident occurrence possibility and their consequences are much lower for the TMSR-LF1 than that of traditional reactors. Based on accident analysis, the maximum credible accident and the radioactive source terms of the TMSR-LF1 were first estimated. Then, the total effective dose of the maximum credible accident was calculated. Based on calculations, the cover gas flow rate can significantly affect the radiation consequences of the maximum credible accident when it changes from 0 to 10 L/min. If no cover gas is flowing, a site-area emergency would be required within the range of 50–73 m from the reactor. In the case of cover gas flow, only an abnormal notification and an alert two emergency class would be required within the range of 50 m. 展开更多
关键词 TMSR-LF1 ACCIDENT classification and description MAXIMUM credible ACCIDENT EMERGENCY class
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