三代核电站堆芯仪表系统实现国产化 近日,国核自仪联合国内相关制造单位,成功完成“国和一号”示范工程核电站堆芯仪表系统的国产化攻关任务,相关设备均已顺利通过堆上试验和我国核安全设备监管要求的全部鉴定试验,标志着我国具备了该系统的国产化制造供货能力。堆芯仪表系统用于测量反应堆堆芯内部三维中子注量率分布,从而实现堆芯三维功率分布监测。...
由中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造的具有世界先进水平的中国先进研究堆5月13日16点58分实现首次临界。 坐落于北京市房山区中国原子能科学研究院内的中国先进研究堆占地面积约2.3公顷,反应堆功率为60MW,重水反射层最高未扰热中子注量率达8×1014n/cm2·s,在同类中子束流研究堆中其主要技术指标位居世界前列,亚洲第一。 ...
预测该领域的发展将出现增长,因此全球需要高质量的数据来准确模拟新一代核反应堆系统。正确理解这些数据是部署新反应堆的关键,因为它可以确保提高安全性、可持续性、效率和成本。所有现代反应堆设计都基于复杂的建模,而核建模依赖于“中子截面”的概念,该概念反映了入射中子与目标核之间相互作用的可能性。这确定了给定中子密度和给定质量裂变材料的反应堆能量生产率和废物生产率,并预测了新反应堆设计的性能。...
中国先进研究堆堆芯孔道图 垂直孔道: 可以进行同位素辐照、材料和燃料辐照、单晶硅掺杂、中子活化分析、核仪器仪表考验等应用。反应堆配备了专用实验装置、考验回路和检验热室,可用于高性能核燃料元件、结构材料和元器件辐照试验及检验等研究应用。孔道具有不同的尺寸和中子注量率,可用于工业规模的放射性同位素生产。...
Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号