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研究堆特点和应用

研究堆特点和应用

每个研究堆都有特殊用途,研究堆的设计和运行都有鲜明的特殊性和用途的导向性。因此,研究堆的设计和运行管理往往比常规的核动力反应堆更复杂及多样化,其临界安全问题是研究堆的核心问题。总体上看,研究堆结构比动力堆简单,一般也运行在低温度下。由于研究堆装载较少的燃料,堆功率一般比较小,因此潜在的放射性裂变产物总量比核动力反应堆少得多,一般研究堆发生堆芯严重损坏并造成放射性裂变产物大规模释放的风险也比核动力反应堆小。

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研究堆造价信息

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  • 佛山市银河兰晶科技股份有限公司
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  • 2022-12-07
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LoRa智慧灌溉手机终端应用软件

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拖式铲运机

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  • 汕头市2011年4季度信息价
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地学研究应用服务器

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  • 4套
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  • 1个
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  • 2022-03-30
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研究堆分类

研究堆数量很多,根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素,可分成各种不同的类型。

(1)研究堆的类型按中子通量的大小分为零功率堆、

(2)按中子产生的方式分为次临界装置、临界装置和脉冲堆。

(3)按漫化剂的不同分为重水堆、轻水堆、石墨堆等。

(4)按中子能谱分为热中子堆和快中子堆。

(5)按燃料的形状分为棒状燃料堆、板状燃料堆、圆形燃料元件堆、各种形状的弥散体燃料堆和液体燃料堆。

(6)按堆的布置分为池式研究堆、罐式或壳式研究堆。

(7)按燃料的富集度分为高富集度铀(HEU)堆和低富集度铀(LEU)堆等。

(8)还可以按燃料的不同分为固体燃料堆、溶液堆和熔盐堆等。

总之,研究堆的设计千姿百态,多种多样。

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研究堆装置介绍

核反应堆是以铀(或钚)作核燃料实现受控核裂变链式反应的装置。反应堆的结构、特性和运行的工况随用途而异,按用途分大致可以分为研究堆、动力堆、生产堆和特殊用途堆等。

在60多年的核能科学与技术发展中,研究反应堆起着重要的作用。按IAEA的统计,世界上在69个国家建造了约670座研究反应堆(包括临界和次临界装置),目前大约有240座装置在55个国家运行,积累了13000堆年的运行经验。研究堆在核科学和技术的发展中起着中国要作用。此外,也在培训、教育和许多研究计划中作出了明显的贡献。在2012年之前的5年内,有6个新的研究堆投入运行或达到临界。有一些研究堆正在建造和计划建造中,还有些项目正在立项中。

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研究堆特点和应用常见问题

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研究堆国产研究堆

我国从1958年开始建造研究堆,于1958年6月建成了第一座研究堆。到目前为止,我国现有在役民用,研究性核反应堆(包括临界装置和微堆)20座。

我国第一座研究性反应堆是重水试验堆,于1958年6月13日首次达到临界,该堆安全运行近50年后于2007年7月18日最终停运,转入安全关闭过渡期。建成50多年以来,开展了大量卓有成效的科研生产工作,产出了一大批有显示度的科研成果,培育和输送了一批又一批优秀的人才,对于推进我国核科学技术和核工业的发展,特别是对原子弹、氢弹和核潜艇的技术攻关,起到了历史性作用。

其后,在20世纪60~70年代建设了清华大学试验屏蔽堆、492游泳池堆和125MW高通量工程试验堆,并建立了快堆临界装置、铀水临界装置。80年代末建成了5MW核供热堆,2000年12月高温气冷堆(HTR-10)达到临界。此外,还建造了几座中子源微堆和两座脉冲堆。2010年5月先进高通量研究堆(CARR)实现首次临界,2012年3月1日达到满功率。

研究堆重水型

重水堆可以使用天然铀燃料,其热中子通量分布均匀,单位功率热中子通量较高,堆内实验空间大,燃料寿命长,但作为慢化剂的重水昂贵,需放在密封水罐内,用高淳氦气覆盖水面,操作和检修复杂。中国重水型研究堆是前苏联援建的,该堆于1958年6月在中国原子能院(当时叫原子能研究所)建成,是中国的第一座核反应堆。

研究堆游泳池型

游泳池式轻水反应堆是游泳池式、轻水慢化和冷却、铍和石墨作反射层的多用途试验堆。在游泳池式轻水反应堆中利用垂直和水平辐照孔道,可开展燃料元件、堆用材料、核测仪表堆内辐照、试验、考验以及单晶硅、同位素辐照生产、黄玉辐照改色等工作。中国建造的游泳池式轻水研究堆有3座,分别在中国原子能科学研究院、北京昌平清华大学核能与新能源技术研究院和中国绵阳中国工程物理研究院等地。

研究堆高通量工程

高通量工程试验堆是进行动力堆燃料元件和屏蔽材料辐照试验等反应堆工程研究的反应堆,也可以用来生产放射性同位素。其热中子通量和快中子通量高,比功率(单位质量核燃料所具有的功率)高,燃料元件运行周期短。高通量工程试验堆一般采用多片组型或多层套管型高富集铀燃料元件,以水为慢化剂。

中国核动力研究设计院于1981年建成了高通量工程试验堆(HFETR),在该反应堆上进行了燃料组件辐照试验,包括燃料芯件性能变化、燃料元件破损机理等,以及燃料包壳腐蚀、冷却剂热工条件和传热机理等试验,并生产高比度放射性同位素和锕系元素。

研究堆脉冲堆

铀-氢化锆脉冲堆在科学研究方面具有广泛的应用价值,是一种具有固有安全特性的中子源辐照反应堆。铀-氢化锆脉冲堆是一种小型均匀研究堆,采用氢化锆与铀均匀弥散混合作为固体燃料-慢化剂元件,采用轻水做冷却剂,构成一种池式反应堆,简称TRIGA堆。由于它结构简单,安全性和经济性好,能获得较强的功率脉冲和中子脉冲,因此在科学研究和应用技术上获得了较为广泛的重视。

我国第一座铀-氢化锆脉冲堆于1990年由中国核动力研究设计院设计研制建成。第二座铀-氢化锆脉冲堆是西安脉冲堆,它是在第一座原型脉冲堆基础上,根据用户对脉冲堆的应用要求进行设计建造的。该堆1996年1月18日在我国西北核技术研究所开工建造,1999年9月首次达到临界,2001年1月,完成各项核调试工作后,已投入试运行及实验应用。西安脉冲堆稳态额定功率2MW,最大脉冲峰功率4200MW。脉冲堆具有一堆多功能的独特性能。

研究堆微型研究堆

微型研究堆是一种近年来发展起来的特小型中子源反应堆,它安全可靠,结构简单,造价低,建设期短,易于操作和管理,可建在大城市的研究所、学校和医院内。

1984年,中国原子能科学研究院建成中国首座微型堆,其燃料元件为直径4.3mm的细长燃料棒,芯体为90%富集铀的铀铝合金,包壳为铝合金。堆芯铀棒按同心圆布置,装有345根燃料棒,其铀-235装载量为1kg,仅比最小临界质量0.83kg稍大一点。该微堆以水为慢化剂和冷却剂,堆芯悬挂于5.6m深、2.7m直径的大水池中。

微型堆可用来进行中子活化分析及其他有关研究,还可以用来生产短寿命放射性同位素,以及治疗脑胶质瘤等疾病。

目前,深圳大学、山东地质局和上海剂量中心各建有一座该类型的微型堆,并出口到巴基斯坦、伊朗、加纳、叙利亚和尼日利亚等国。

研究堆先进研究堆

中国先进研究堆是由中国原子能科学研究院自主研发、设计和建造。反应堆功率60MW,热中子通量8Χ1014个/(cm2·s),在同类中子束流研究堆中主要技术指标居世界前列。CARR是一座高性能、多用途、安全可靠的研究堆,采用了许多新的设计理念和技术。该研究堆可开展核物理与核化学等基础科学研究、中子散射研究、反应堆材料及核燃料考验、中子照射、中子活化分析等,并可生产放射性同位素和中子嬗变掺杂单晶硅。中国先进研究堆于2010年5月首次临界,2012年3月1日成功实现满功率运行。 2100433B

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研究堆特点和应用文献

阿尔塔什大坝堆石料相对密度研究和施工应用 阿尔塔什大坝堆石料相对密度研究和施工应用

阿尔塔什大坝堆石料相对密度研究和施工应用

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大小:266KB

页数: 4页

为保证高土石坝建设施工质量,选择堆石料孔隙率≤19%的工程进行相对密度的研究,以新疆阿尔塔什大坝为例,以验证当前我国当前堆石料施工技术水平。堆石料的相对密度试验参照NB/T35016-2013《土石筑坝材料碾压试验规程》砂砾料原级配现场相对密度试验方法,通过现场最大、最小干密度试验,对堆石料碾压后相对密度进行评价,分析其压实效果。

真空—堆载联合预压加固软基的原理及特点 真空—堆载联合预压加固软基的原理及特点

真空—堆载联合预压加固软基的原理及特点

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大小:266KB

页数: 4页

真空—堆载联合预压加固软基的原理及特点——分析真空预压加固软基及其强度增长的机理,介绍真空一堆载联合预压加固高速公路软基的特点及有关问题的讨论。

反应堆工程研究设计所简介

堆工所设有行政办公室、党工办公室、科技办公室、质量管理办公室、财务管理办公室、反应堆物理研究室、反应堆热工水力研究室、反应堆材料腐蚀与防护研究室、反应堆材料及辐照性能研究室、反应堆材料辐照后检验研究室、反应堆燃料元件研究室、微型堆研究室、101重水反应堆研究运行室、49-2轻水反应堆研究运行室、中国先进研究堆运行室、反应堆工程设计部(含设计管理室、总体设计室、理论设计室、机械设计室和自控设计室)以及堆工所科学技术委员会和北京市雷克机电工程技术公司,中核集团的核临界安全中心设在堆工所。

堆工所自行设计建成了轻水、重水、快中子、固态零功率堆和49-2游泳池式反应堆,承担过49-3高通量堆的设计和科研任务,对重水研究堆进行了大修改建,自行研制成了微型中子源反应堆,为我国生产堆和核电厂的设计建造和运行完成了大量的科研工作。

作为一个多学科、综合性的反应堆工程研究设计基地,堆工所曾获得过国家科技进步一等奖2项、二等奖2项、三等奖2项,全国科学大会奖25项,国家发明三等奖3项,部级科技奖励350余项。为国家培养、输送了大量高级核科技专业人才和管理干部。

堆工所是全国最早具有培养硕士和博士学位资格的单位之一,设有博士后流动站,有21名博士生导师。

堆工所现有大型研究堆2座,微型堆1座,零功率反应堆6座;各种堆内试验回路和堆外综合实验台架;大型热室,各种核材料试验、检测装置;完备和先进的反应堆物理计算、反应堆热工水力分析计算、结构力学计算以及核安全和事故分析程序。此外,正在建设的中国先进研究堆将配备中子散射和中子活化分析谱仪、堆内考验回路、多功能热室群等,这将成为堆工所又一个新的、功能更为强大的综合核科技研究平台。

堆工所具有国家建设部颁发的关于从事反应堆工程(含核电站反应堆)主导工艺设计(甲级)资质的工程设计证书,国家质量技术监督局颁发的《压力容器设计单位批准书》及国家核安全局颁发的《中华人民共和国民用核承压设备设计资格许可证》。

堆工所正在从事中国实验快堆和中国先进研究堆的设计与建造、先进核能技术开发、反应堆运行研究与同位素生产、涉外工程和民品开发等任务。堆工所拥有雄厚的技术力量和设备资源,具有良好的质量管理基础和健全的质量管理体系。 2100433B

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俄罗斯开展快堆氮化物燃料堆后研究

  [据俄罗斯TVEL公司网站2018年1月9日报道]俄罗斯博奇瓦无机材料高技术科学研究院(VNIINM,是Rosatom TVEL核燃料公司的一部分)完成了项目“突破”2017年度的相关工作。VNIINM在BN-600测试燃料组件的堆后研究中取得了广泛的研究结果,研究了燃料行为的新效应,为开发燃耗更深的燃料棒,进而优化燃料循环的经济性奠定了基础。

2017年,VNIINM取得了大量堆后研究成果。VNIINM快堆与气冷堆燃料元件研究、设计与开发部主任Mikhail Skupov表示,到2017年年底,15套测试的燃料组件中有7套取得了堆后的数据。燃料元件尚未达到燃耗参数目标,但部分实验燃料组件进行了加速测试,其中一套燃料组件达到的最大燃耗深度为7.5%(重原子),超过了氮化物燃料活性区第一阶段运行的设计指标,且燃料元件密封完好。基于BN-600的研究结果,VNIINM发现了在研究堆的辐照条件下或在计算研究中无法探测到的新效应。获得的数据帮助科学家纠正了研究计划,消除了阻碍达到燃耗深度要求的因素。在2017年,绝大部分测试都已进行完毕,这些测试是为了论证BREST-OD-300和BN-1200的首炉装料。

目前,该项目进入了下一阶段——将燃料燃耗深度增加到12%(重原子),这是燃料循环经济效率的要求。这一目标要求很高,必须开展广泛的研究计划。第一批3套堆内加速测试的燃料组件已在2017年制造完成,其中1套已经装入反应堆进行测试。与此同时,俄罗斯还在开发燃料元件效率计算代码。2017年,物理与动力工程研究院(IPPE)的DRAKON软件通过认证,将被用于近期氮化物燃料棒的许可。俄罗斯还在研制新一代的计算代码,利用力学模型预测燃料棒在实验数据范围以外的行为。VNIINM还将早期开发的KORAT代码进行了改进,可用于认证实验燃料棒的运行。(核信息院 赵畅)

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堆料机堆料机分类

堆料机高架型桥式皮带堆料机

如图1所示,高架型桥式皮带堆料机是将堆料皮带机装设在一个可以移动的桥架上,而这个桥架是横跨料堆的。在它的堆料皮带机上设有S型的卸料小车,与桥架的运动方向相反,使堆料机能在料堆的任何一点进行堆料。此类堆料机适用于梯形横截面的料堆,也可以进行波浪形或水平层状的料堆。

堆料机耙式堆料机

如图2所示,耙式堆料机又名链式耙,是一种既能堆料又能取料的设备,主要用于侧面堆料。有些链耙还能进行反转,即堆料时的回转方向与取料时相反,物料通过耙杆中的开孔送往下股链。耙式堆料机通过链式刮板中安装的堆料皮带和刮板联合作业,大大的提高了堆料能力。

堆料机顶部堆料的天桥皮带堆料机

如图3所示,顶部堆料的天桥皮带堆料机用于预均化堆厂设在厂房内的情况,通过厂房的屋顶将堆场进料主皮带机接到屋架上,与屋架上的天桥皮带机相连接。该堆料机所采用的设备较简单,只要在天桥皮带机上装一台S型皮带卸料车,就可以直接从天桥皮带上进行堆料。但是它只能作人字形或圆锥形料,如要采用波浪形堆料,就会使堆料设备结构复杂。它的另一个缺点是物料落差较大。因此,这种设备在水泥厂中较少采用。

堆料机回转式悬臂皮带堆料机

如图4所示,回转式悬臂皮带堆料机是预均化堆场中采用最广泛的侧面堆料的堆料机。它主要由两部分组成:一是连接在堆场进料主皮带机上的S型皮带卸料小车,其作用就是通过进料皮带的S形转折,将物料送到堆料皮带机上;二是由此横向伸到料堆上方的悬臂堆料皮带机。悬臂堆料皮带机可以是固定的,也可以是绕着中心轴转动的回转式悬臂皮带堆料机,其回转运动是通过电动机带动,能进行360回转。

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