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文献类型

  • 3篇中文期刊文章

领域

  • 3篇核科学技术

主题

  • 1篇堆芯
  • 1篇研究堆
  • 1篇试验堆
  • 1篇嬗变
  • 1篇钴60
  • 1篇钴源
  • 1篇锕系
  • 1篇锕系核素
  • 1篇冷却剂
  • 1篇冷却剂丧失
  • 1篇工程试验堆
  • 1篇乏燃料
  • 1篇反应堆
  • 1篇反应堆安全
  • 1篇焚烧
  • 1篇高通量
  • 1篇高通量工程试...

机构

  • 3篇中国核动力研...

作者

  • 3篇吴英华
  • 1篇孙寿华
  • 1篇段天元
  • 1篇洪永汉
  • 1篇姚栋
  • 1篇张良万
  • 1篇刘水清
  • 1篇汪量子
  • 1篇卜永熙
  • 1篇林继森
  • 1篇王连杰

传媒

  • 3篇核动力工程

年份

  • 1篇2011
  • 1篇1995
  • 1篇1994
6 条 记 录,以下是 1-3
排序方式:
高通量工程试验堆80盒元件堆芯研究被引量:2
1995年
通过理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆80盒、60盒工件堆芯性能。结果表明,HTFTR80盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼锝同位素生产等方面与60盒元件堆芯性能相同。80盒元件堆芯更有利于500kW回路入堆后堆的运行,有利于大幅度提高高比度^60Co医疗源产量和元件利用率。
孙寿华吴英华卜永熙刘水清段天元张良万林继森
关键词:高通量工程试验堆钴源堆芯钴60
中国核动力研究设计院研究堆安全分析
1994年
本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较,重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较,中国脉冲堆具有良好的安全性.安全性远比岷江试验堆和高通量工程试验堆好;高通量工程试验堆由于建造时间早,功率规模大,风险程度比岷江试验堆高。因此,必须加强高通量工程试验堆安全整治,才能确保该反应堆运行安全。
吴英华洪永汉宋允江
关键词:研究堆反应堆安全冷却剂丧失
乏燃料溶液嬗变堆焚烧锕系核素能力分析
2011年
针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆(HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力。结果表明:HSTR可以有效实现焚烧239Pu的目标,同时嬗变可观数量的237Np;若要实现241Am和243Am的嬗变,需要增大这2种核素在硝酸钚酰溶液内的初始含量,或采用硝酸铀酰溶液作燃料。
王连杰汪量子姚栋吴英华
关键词:锕系核素焚烧
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