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CMOS摄像头辐射监测系统构建

核电子学与探测技术 2018年第1期38卷 131-136页

作者：洪兵王飞鹏李桃生徐刚柏云清王明煌中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室合肥230031 中国科学技术大学合肥230027

构建了一套基于CMOS摄像头的辐射监测系统,该系统由CMOS摄像头、数据获取软件两部分构成。利用137Cs源分析了该辐射探测系统对γ、X射线的响应特性,并对该辐射监测系统的灵敏度、稳定性与可靠性等探测性能进行了测试。实验结果表明,该... 详细信息

构建了一套基于CMOS摄像头的辐射监测系统,该系统由CMOS摄像头、数据获取软件两部分构成。利用137Cs源分析了该辐射探测系统对γ、X射线的响应特性,并对该辐射监测系统的灵敏度、稳定性与可靠性等探测性能进行了测试。实验结果表明,该辐射探测方法可有效识别CMOS摄像头所采集图像中的辐射粒子事件,该辐射测量系统所探测到的辐射粒子数量与辐射剂量率呈线性关系,但其灵敏度较低,适合用于高辐射剂量的γ、X辐射监测。

关键词： CMOS摄像头辐射剂量系统 γ、X射线

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中国铅基研究实验堆主容器初步地震响应分析

核科学与工程 2015年第4期35卷 650-654页

作者：张洋柏云清张勇赵小敏何梅生张学伟中国科学技术大学核科学技术学院安徽合肥230026 中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室安徽合肥230031

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励... 详细信息

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励的响应,得到了层流模型(None(laminar))和k-ε模型(k-Epsilon)下结构的位移响应与应力响应。结果表明,考虑地震载荷和铅铋合金重量的情况下,CLEAR-Ⅰ主容器抗震设计性能良好,能够维持结构的完整性。

关键词：铅铋合金研究堆双向流固耦合主容器地震响应

中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析

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核科学与工程 2014年第1期34卷 91-96页

作者：盛美玲金鸣柏云清汪卫华吴宜灿 FDS团队中国科学技术大学安徽合肥230027 中国科学院核能安全技术研究所安徽合肥230031

针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热... 详细信息

针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。

关键词：中国铅合金冷却研究堆空气自然循环事故余热排出系统

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液态金属冷却反应堆主容器双向密封特性分析

核科学与工程 2020年第2期40卷 211-217页

作者：梁翰哲柏云清张勇师雪艳宋勇汪建业中国科学技术大学核科学技术学院安徽合肥230026 中国科学院核能安全技术研究所中子输运理论与辐射安全重点实验室安徽合肥230031

液态金属冷却反应堆是第四代反应堆的重要堆型,一回路采用池式布局以液态金属作为冷却剂。该类堆型具有较高安全性,一回路覆盖气体压力较低是重要的系统特征。在正常运行下,主容器内气压为负压,而在基准事故下,主容器内部气压上升而转... 详细信息

液态金属冷却反应堆是第四代反应堆的重要堆型,一回路采用池式布局以液态金属作为冷却剂。该类堆型具有较高安全性,一回路覆盖气体压力较低是重要的系统特征。在正常运行下,主容器内气压为负压,而在基准事故下,主容器内部气压上升而转变为正压。因此主容器的气体密封需具有气体双向密封能力以同时满足内部负压强和正压强的气体密封要求。本文根据双气压模式的特点,通过在主容器与顶盖连接处布置双道金属C型密封环实现双向密封的功能。并以典型主容器密封为例,利用有限元分析获得了金属密封环在正负两种气压模式下的非线性响应,包括回弹曲线、径向滑移量和接触应力,再通过泄漏理论得到主容器的密封性能参数。计算分析结果表明,主容器的气体双向设计密封性能良好,能够保证密封要求,可为有类似环境要求的主容器密封提供一定参考。

关键词：液态金属冷却反应堆主容器双向密封 C型密封环非线性分析

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液态铅铋氧浓度测量技术初步研究

核科学与工程 2012年第2期32卷 165-169页

作者：王改英柏云清高胜张敏黄群英 FDS团队中国科学院核能安全技术研究所安徽合肥230031 中国科学技术大学核科学技术学院安徽合肥230027

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传... 详细信息

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验。实验结果显示,300～400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃

关键词：加速器驱动次临界系统铅铋合金氧传感器

加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析

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核科学与工程 2013年第2期33卷 180-185页

作者：陈忠蒋洁琼王明煌曾勤柏云清吴宜灿 FDS团队中国科学院核能安全技术研究所安徽合肥230031 西南科技大学国防科技学院四川绵阳621000 中国科学技术大学安徽合肥230027

针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价... 详细信息

针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析。结果表明:当MA/Pu体积比为7∶3时全堆对MA的嬗变率可达约650kg/a,同时满足能量自持并具备约1 000MW能量输出,较深的次临界度和负反应性系数表明ADS-NWT具有良好的固有安全性。

关键词：加速器驱动次临界堆嬗变中子学

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聚变堆增殖包层概念特征比较研究

核科学与工程 2008年第3期28卷 249-255页

作者：柏云清陈红丽刘松林宋勇曾勤黄群英吴宜灿中科院合肥物质科学研究院安徽合肥230031 中国科学技术大学安徽合肥230026

在广泛调研国际上现有的聚变堆包层概念的基础上,对聚变堆包层的发展现状和需要解决的关键问题进行了总结。从工程可行性、氚增殖提取与控制特征、经济性以及安全和环境影响方面对固态和液态氚增殖剂包层进行了比较分析,系统阐述了各种... 详细信息

在广泛调研国际上现有的聚变堆包层概念的基础上,对聚变堆包层的发展现状和需要解决的关键问题进行了总结。从工程可行性、氚增殖提取与控制特征、经济性以及安全和环境影响方面对固态和液态氚增殖剂包层进行了比较分析,系统阐述了各种包层概念的优缺点,从现实可行性与发展潜力方面为未来聚变堆包层概念发展提出建议。

关键词：聚变堆固态增殖包层液态增殖包层

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池式铅基堆热分层现象研究综述

核科学与工程 2023年第2期43卷 286-297页

作者：柏云清李文博李文东李阳张朝东金鸣周涛中子科学国际研究院山东青岛266041 中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所安徽合肥230031 中国科学技术大学安徽合肥230026 山东大学山东济南250061

铅基堆具有系统简单紧凑、安全性高等优点,已成为第四代核能系统的主要发展方向。铅基堆发生事故停堆时,堆芯功率骤降、驱动泵停闭,堆芯出口冷却剂温度急剧下降且流速降低,无法冲入热池顶部与高温流体进行混合换热,只能聚集在热池底部,... 详细信息

铅基堆具有系统简单紧凑、安全性高等优点,已成为第四代核能系统的主要发展方向。铅基堆发生事故停堆时,堆芯功率骤降、驱动泵停闭,堆芯出口冷却剂温度急剧下降且流速降低,无法冲入热池顶部与高温流体进行混合换热,只能聚集在热池底部,导致热池中发生热分层现象。热分层现象会影响堆芯的余热排出能力,并会造成反应堆容器及内构件热疲劳。本文阐述了铅基堆热分层产生的机理与危害,调研并总结了铅基堆热分层现象国内外研究进展和存在的问题,最后从理论研究、实验研究和数值模拟研究方面提出热分层的未来研究方向。

关键词：铅基堆热分层实验研究数值模拟

液态重金属反应堆吊式容器Y型支撑结构的应力分析

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液态重金属反应堆吊式容器Y型支撑结构的应力分析