衰变热

作品数：62被引量：68H指数：5
导出分析报告
相关领域：核科学技术更多>>
相关作者：司胜义林千谭怡赵宏刚王凤龙更多>>
相关机构：中国核动力研究设计院上海核工程研究设计院中国原子能科学研究院上海交通大学更多>>
相关期刊：《核科学与工程》《地热能》《核技术》《核标准计量与质量》更多>>
相关基金：中国科学院战略性先导科技专项国家科技重大专项重庆市自然科学基金国家重点实验室开放基金更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

结果分析中...
共 条 记 录，以下是1-10
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
基于GPR-SVR协同训练的乏燃料衰变热预测研究
《核动力工程》2025年第2期272-281,共10页刘子豪 刘彤 温欣 李懿 王蓓琪 
国家核技术开发科研项目(HNKF202314-48);中核集团“领创科研”项目(CNNC-LCKY-202242)。
在压水堆核电厂中,乏燃料组件的衰变热是堆芯余热的主要来源,准确预测衰变热对于反应堆冷却系统的设计和安全分析至关重要,但传统核素衰变模拟程序计算成本高,而机器学习模型由于数据不足可能存在过拟合问题。本文基于高斯过程回归(GPR...
关键词：衰变热预测 虚拟数据 协同训练 乏燃料 高斯过程回归(GPR) 支持向量回归(SVR) 
某型^(60)Co伽玛刀核热耦合分析
《机电信息》2025年第7期47-51,共5页张双明 郭英蕾 李丹 
目前已有^(60)Co伽玛刀源的单枚装填活度达到400 Ci,且为减小体积,包壳厚度已减小至0.5 mm。γ射线在与物质的相互作用过程中,沉积的能量会转换为热能,并以温度的形式表现出来。为研究γ射线衰变热在^(60)Co伽玛刀源内造成的温度分布,使...
关键词：^(60)Co伽玛刀源 衰变热 有限元分析 温度场 
基于灵敏度/不确定度方法的快中子裂变的衰变热不确定度分析
《原子能科学技术》2024年第12期2556-2562,共7页王凤龙 杨勇 黄小龙 
中国原子能科学研究院“青年英才”基金(151800)。
针对传统轻水堆衰变热的计算标准不适用于快堆的问题,为此,本文采用灵敏度/不确定度(S/U)方法,在分析衰变热计算过程中由于核数据引入的不确定度的基础上,开展了快中子裂变的裂变产物衰变热不确定度计算方法研究,得到了1~10^(13) s时间...
关键词：快中子裂变 衰变热 核数据 灵敏度/不确定度方法 
基于随机抽样的衰变热不确定度量化研究
《原子能科学技术》2024年第6期1280-1286,共7页马纪敏 郭海兵 黄洪文 
国家磁约束核聚变能发展研究专项(2022YFE03160003)。
为研究核数据引起的核素存量及导出量的不确定度,在自主程序GNET上实现了基于随机抽样的不确定度量化方法。利用贝叶斯更新方法获得裂变产物独立产额的协方差数据,弥补裂变产额协方差数据缺失。对热中子引起的235U一次裂变后衰变热不确...
关键词：不确定度量化 随机抽样 衰变热 协方差 贝叶斯更新方法 
M310机组二次侧非能动冷却系统换热能力验证
《中国机械》2024年第12期44-48,共5页陈卫勇 
二次侧非能动冷却系统(PRS)作为M310核电机组在考虑福岛核事故的经验反馈、HAF102要求及《“十二五”新建核电厂安全要求》,结合概率安全分析、在建机组审评共性问题的解决方案,以及国内外同类机组运行经验反馈基础上新增的安全后备系...
关键词：二次侧非能动冷却系统 自然循环 衰变热 
压水堆破口事故下裂变产物源项释放及衰变热分析
《核技术》2024年第4期147-158,共12页袁显宝 彭珏钦 张彬航 毛璋亮 唐海波 魏靖宇 周建军 
国家自然科学基金(No.12175116,No.12275153,No.11805112)资助。
反应堆严重事故时堆芯发生熔化现象,导致部分放射性源项不再留存于燃料中,将会通过各种途径释入环境,对周围造成严重的放射性污染。为了研究不同模型下裂变产物在压力容器内外释放量及其衰变热分布,分析喷淋系统对控制源项释放及热量的...
关键词：破口事故 裂变产物源项 安全壳失效 喷淋系统 衰变热 
核电厂辅助蒸汽系统汽源优化分析被引量：1
《汽轮机技术》2023年第4期297-300,共4页苗壮 李明 张武武 罗俊杰 
M310核电机组使用蒸汽转换系统提供辅助蒸汽。三代压水堆核电机组选择主蒸汽减压后的蒸汽作为辅助蒸汽系统的汽源,但会造成蒸汽品位的降低。在核能综合利用的大背景下,为了提升机组二回路效率,从高压缸排汽作为辅助蒸汽汽源的角度,进行...
关键词：辅助蒸汽 高压缸排汽 主蒸汽 反应堆衰变热 轴封蒸汽 
三代非能动核电厂乏燃料贮运系统衰变热计算及关键因素研究被引量：1
《辐射防护》2023年第S01期14-19,共6页王梦琪 彭超 黎辉 郑征 梅其良 
本文以三代非能动核电厂国和一号乏燃料组件为研究对象,基于ANS5.1—2005和ORIGEN-S软件的衰变热计算开展对比研究,分析了不同冷却时间下裂变产物、锕系元素衰变热变化规律。结果显示,对于冷却时间在5年以上的乏燃料,锕系元素占总衰变...
关键词：衰变热 裂变产物 锕系元素 
ISO 10645:2022 核能-轻水反应堆-非循环核燃料中的衰变热能
《核标准计量与质量》2023年第2期55-55,共1页
该标准为计算轻水堆非循环核燃料的衰变热功率提供了依据。为此,考虑以下构成:核裂变产物的贡献;锕系元素的贡献;中子俘获产生的同位素在裂变产物中的贡献。该标准适用于装载由235U和238U组成的混合物燃料的轻水反应堆(压水和沸水反应堆...
关键词：裂变产物 重水反应堆 衰变热 轻水反应堆 轻水堆 核燃料 沸水反应堆 中子俘获 
堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响被引量：1
《压力容器》2023年第5期34-43,共10页林萍 杨森皓 陈旭鹏 银建中 韩志远 谢国山 
国家重点研发计划项目(2018YFC0808805)。
研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变...
关键词：反应堆压力容器 堆芯衰变热 小破口失水事故 承压热冲击 
全选清除导出
共7页<1234567>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部