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赵金坤

作品数:16 被引量:6H指数:1
供职机构:中国原子能科学研究院更多>>
发文基金:国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术理学电气工程更多>>

文献类型

  • 10篇会议论文
  • 6篇期刊文章

领域

  • 14篇核科学技术
  • 1篇电气工程
  • 1篇理学

主题

  • 13篇快堆
  • 5篇中国实验快堆
  • 5篇实验快堆
  • 4篇CEFR
  • 3篇铀循环
  • 3篇
  • 3篇程序系统
  • 2篇电厂
  • 2篇堆芯
  • 2篇停堆
  • 2篇装料
  • 2篇物理启动
  • 2篇核电
  • 2篇核电厂
  • 2篇核扩散
  • 2篇核能
  • 2篇核能系统
  • 2篇方案分析
  • 2篇非能动
  • 2篇CFR

机构

  • 16篇中国原子能科...

作者

  • 16篇赵金坤
  • 6篇周科源
  • 5篇陈仪煜
  • 5篇喻宏
  • 5篇李泽华
  • 4篇胡赟
  • 3篇田和春
  • 3篇范振东
  • 3篇杨晓燕
  • 2篇杨勇
  • 2篇钱鸿涛
  • 2篇胡定胜
  • 2篇赵郁森
  • 2篇唐忠梁
  • 2篇陈效先
  • 2篇陈晓亮
  • 1篇曹攀
  • 1篇张强
  • 1篇王勇
  • 1篇张坚

传媒

  • 5篇原子能科学技...
  • 4篇第十二届反应...
  • 3篇第十二届反应...
  • 1篇核电工程与技...
  • 1篇第十一届反应...
  • 1篇中国核学会计...

年份

  • 5篇2013
  • 9篇2008
  • 1篇2006
  • 1篇2004
16 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
中国大型快堆核电厂堆芯中子学方案研究
本文阐述了大型快中子反应堆核电厂(热功率为2100MW,电功率为870MW)的堆物理设计。该堆采用钠作为冷却剂,其堆芯特点有:1)采用MOX燃料,可以提高反应堆的增殖比;2)燃料采用分区布置,从堆芯中心向堆芯外缘布置富集...
李泽华唐忠梁赵金坤胡赞周科源刚直
关键词:MOX燃料
文献传递
600MWe快堆转换钍的堆芯方案分析
钍资源作为一种潜在核资源其利用问题越来越受到重视。本文以600MWe快堆堆芯为基础,在确保堆芯安全的前提下,合理有效的把钍转换成易裂变核素U。利用法国引进的ERANOS程序进行计算分析,通过对不同的燃料类型、转换区的转换...
陈仪煜刚直赵金坤喻宏
关键词:快堆
文献传递
中国实验快堆首次临界装料方案研究被引量:3
2013年
本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。
杨晓燕喻宏刚直周科源赵金坤陈仪煜胡赟田和春李泽华
关键词:中国实验快堆物理启动
中国实验快堆临界试验研究被引量:1
2013年
中国实验快堆作为我国第1座快堆,于2010年7月21日取得首次净堆临界,完成一系列物理启动试验之后逐步取得冷态临界和热态临界。在临界试验过程中,采用了用控制棒进行临界外推的方法,顺利完成了3个状态的临界外推过程。临界试验的分析结果表明所采用的方法是合理有效的,且针对试验的相关理论计算结果是准确的。首次临界和冷态临界的最终临界状态下控制棒棒位的试验结果与理论计算结果的对比表明,两者符合良好。
喻宏杨晓燕周科源陈晓亮杨勇胡赟范振东刚直赵金坤田和春李泽华赵郁森胡定胜
关键词:中国实验快堆
600MWe快堆转换钍的堆芯方案分析
钍资源作为一种潜在核资源其利用问题越来越受到重视。本文以600MWe快堆堆芯为基础,在确保堆芯安全的前提下,合理有效的把钍转换成易裂变核素233U。利用法国引进的ERANOS程序进行计算分析,通过对不同的燃料类型、转换区...
陈仪煜刚直赵金坤喻宏
关键词:快堆
文献传递
CEFR 首次装料方案计算-CITATION 程序计算
本报告在初步估算的基础上,用CITATION程序提供一个从B阶段开始装第一批燃料组件到CEFR净堆临界的计算方案,计算结果表明,CEFR净堆临界装载约为71盒燃料组件。
唐忠樑赵金坤
关键词:物理启动
ERANOS程序系统在我国快堆设计中的应用
本文介绍了堆芯物理计算程序系统ERANOS的主要特点和功能,以及利用该程序系统对CEFR、BN600等堆芯中子学特性进行的验证计算情况。通过上述应用总结综合论证了ERANOS程序系统应用到不同类型快堆设计中的适用性,并为...
赵金坤周科源
关键词:快堆CEFR
文献传递
中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究被引量:1
2013年
利用CITATION程序对中国实验快堆(CEFR)反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。
陈仪煜胡赟杨晓燕范振东张强赵金坤李泽华
关键词:中国实验快堆反应性温度系数
中国实验快堆核发热开始点试验研究
2013年
本文介绍了中国实验快堆(CEFR)核发热开始点测量试验的测量方法、试验过程及试验结果,给出了主泵转速为150r/min的核发热开始点数据,为后续低功率试验提供参考。
张坚赵金坤杨勇陈效先曹攀田和春
关键词:中国实验快堆
钍在快堆中的利用及其物理特性研究被引量:1
2008年
本文根据Th—U循环在快堆中的利用特点,应用法国ERANOS软件系统,以600MWe快堆堆芯为例,对钍在快堆中的基本物理特性进行了计算分析研究。对转换区的转换比、比产额、年产量和^232U含量等参数进行了分析比较,结果表明:采用(Pu,U)O2混合燃料作为驱动燃料,易裂变核素的初装量更少,钍在转换区作为可转换材料是比较合适的;^238U在堆芯区增殖^1239Pu,^232Th在增殖层增殖^233U,这样分区装料可以充分发挥各区的中子能谱优势;转换区的比产额和年产量较高,^232U含量较低,有利于降低γ辐射,方便后处理。
陈仪煜刚直赵金坤喻宏
关键词:快堆
共2页<12>
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