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核聚变与核裂变可以说是核能的一对孪生兄弟.氘的聚变反应是在1934年世界上第一台加速器投入运行后不久就实现的,而铀的裂变反应直到1938年底才被发现.然而,裂变能源的发展一帆风顺而聚变能源的探索却道路曲折.早在1942年就建成了具有功率输出的实验性裂变反应堆,50年代就建成了商用核电站.而核聚变直到最近才基本证明了它的科学可行性,90年代可建成具有功率输出的实验反应堆,要到21世纪初才能发展商用聚变核电站.这是因为实现受控核聚变的条件实在太苛刻了!首先要使等离子体达到1亿度的极高温度,并且维持足够长的时间,以便产生足够多的聚变反应,释放大量的能量. 相似文献
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核聚变与核裂变可以说是核能的一对孪生兄弟.氘的聚变反应是在1934年世界上第一台加速器投入运行后不久就实现的,而铀的裂变反应直到1938年底才被发现.然而,裂变能源的发展一帆风顺而聚变能源的探索却道路曲折.早在1942年就建成了具有功率输出的实验性裂变反应堆,50年代就建成了商用核电站.而核聚变直到最近才基本证明了它的科学可行性,90年代可建成具有功率输出的实验反应堆,要到21世纪初才能发展商用聚变核电站.这是因为实现受控核聚变的条件实在太苛刻了!首先要使等离子体达到1亿度的极高温度,并且维持足够长的时间,以便产生足够多的聚变反应,释放大量的能量. 相似文献
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我国第一台回旋加速器主磁铁景观工程于2007年7月27日竣工验收。我国第一台回旋加速器于1958年在中国原子能科学研究院建成,与我国第一台重水反应堆并称为“一堆一器”,是我国步入原子能时代的标志。它曾连续运行30年,为我国低能核物理基础与应用研究做出了历史性贡献,培养了大 相似文献
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反应堆在稳定功率运行时,受到各种因素影响,堆功率会发生变化,功率调节仪的作用是通过自动调节调节棒的棒位来适当添加或减小反应性,使反应堆在某一预定功率下稳定运行。 相似文献
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核电站反应堆中用作中子慢化剂的重水(D2O)会通过核反应生成DTO。随着堆运行时间的增加,在重水中的DTO浓度也逐步增加,需要将重水进行处理,以除去重水中所含的氚。本项研究中,建立了一套变温气相色谱法分离氢同位素的演示实验系统。 相似文献
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以锕系元素为燃料的次临界增殖反应堆,在D-T聚变中子源驱动下,可以更有效地利用有限的铀资源;反应堆deff〈1,且功率密度较低,有较好的安全性,反应堆对D-T中子源要求低。50MWt ̄100MWt的聚变功率即可满足1GWe反应堆要求,包层可生产足够的氚供堆芯降聚使用,此外每年还可以增殖1000kg左右可裂变元素供裂变堆使用,支持同等功率3 ̄4个裂变堆,反应堆每年燃料3 ̄4个裂变堆产生的锕系元素。 相似文献
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新中国的核物理研究几乎从一张白纸起步,经历了几代科学家近半个世纪的奋斗,才发展成今天的规模和水平.在这一发展历程中,“一堆一器”的建成是一个里程碑事件.1958年在原子能研究所建成的重水反应堆和回旋加速器以及以后陆续建成的各类研究性反应堆及加速器(特别是13MV串列式静电加速器)为中国核物理事业的发展和辉煌创造了基本的条件.展望21世纪,世界将进入知识经济的时代,作为国家创新体系的一个组成部分,中国的核物理研究将进入一个新的发展时期,核物理工作者将面临着与40年前不同的任务.40年前老的“一堆一器”为解决核武器研制及核电站的发展提供了技术条件,应该说当时的研究目标“科学上已经解决了. 相似文献
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回忆彭桓武先生对我们的教导 总被引:1,自引:0,他引:1
彭桓武院士是我们的入门老师,今年10月6日他八十岁了。岁月如梭,回忆往事犹历历在目。 1956年我们大学毕业时,彭先生和黄祖洽先生刚从苏联学习反应堆理论归来。当时国内还没有人搞反应堆理论,苏联援建的重水反应堆正在建设,计划于1958年开堆做临界实验。为了培养一批反应堆理论工作者,从北大技术物理系挑选了十来个人,又从其它院校挑选了数学、工程方面专业的十来个人。头一年由彭先生亲自讲反应堆理论课,接着黄先生指导我们做反应堆的物理计算,与此同时,彭先生主持每周一次的seminar(学术讨论班),由我们轮流报告世界各国实验和动力反应堆的研究发展情况。这样的seminar即使在1957年“反右”运动中也雷打不动。在那段时间里我们与彭先生接触较多,他的耳提面命、谆谆教导使我们终生难忘。 一、关于对基础理论与应用理论研究的看法 在当时的青年学生中普遍存在一种“唯有基础理论高”而轻视应用理论的思想倾向。 相似文献
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南开大学物理系二十多个师生,在党的领导下,经过六十天的日夜奋战,于去年10月10日建成了我国高等学校第一座实验性原子反应堆。它的建成,雄辯地证明了党的领导是一切事业赢得胜利的根本保证和党的教育方针的伟大生命力;也雄辩地证明了具有共产主义风格的人们,永远是尖端科学的主宰,永远是原子时代的驾驶者。现在将“南开—号”原子反应堆的特点、原理、结构和应用,作一简单而粗略的介绍。 相似文献
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在中国原子能科学研究院重水研究堆上用活化法对反应堆中子引起的181Hf (n,γ)182Hf反应截面进行了测量. 反应堆中样品照射位置的热中子与超热中子的通量比值约为10. 照射后样品中的182Hf/180Hf和 181Hf/180Hf的原子数比值是用热电离质谱测量的. 本工作以180Hf (n,γ)181Hf反应截面(14.80±0.60 b)为标准,测得的反应堆中子引起的181Hf (n,γ)182Hf反应截面值为80.0±5.6 b. 相似文献
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快响应功率保护系统的主要功能是对爆发脉冲时的快中子脉冲堆实施快速超功率定值保护。在快中子脉冲堆爆发脉冲时,堆系统处于超瞬发临界状况,反应堆功率迅速上升。当堆系统功率超过与快响应功率保护系统设定保护阈值相对应的功率时,快响应功率保护系统输出保护电平信号和触点信号至报警和安全保护系统,使主传动快退,反应堆自动解体,从而保证反应堆能及时从超临界状态转为次临界状态,防止反应堆因积分功率过高可能出现的毁损事故发生。 相似文献
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反应堆性能的通常量度是它的负载系数。如果在一年中反应堆以满功率不间断地运行,它就具有100%的负载系数。反应堆由于维修被关停或低于满功率运行,负载系数百分率将降低。根据1987年9月的统计,西方世界的250个大型核动力反应堆,按标志运行特点的负载系数对比,前10名中有8个是加拿大的坎杜型反应堆(CANDU—Canada Deuterium Uranium(HeavyWater)Reacter)。 相似文献
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反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。 相似文献
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自然循环特性是铅基反应堆一回路的关键运行特性,对反应堆的非能动应急余热排出具有重要的影响,自然循环特性与余热排出能力是反应堆热工水力研究的重要内容。采用多孔介质方法,建立了CiADS铅基堆1/4三维计算模型,使用FLUENT程序对额定工况与低功率工况进行稳态计算。为了研究全厂断电事故下的余热排出过程,从热工水力的等效原则出发,尝试建立二维等效模型以提高瞬态计算效率。结果表明,CiADS铅基堆具备低功率自然循环运行能力和一定的事故容错能力;二维等效模型与三维模型计算结果吻合较好,可用于瞬态下的简化分析;CiADS铅基堆的非能动余热排出系统能够较好地应对全厂断电事故,反应堆具有良好的固有安全性。 相似文献