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核工业 模型集体亮相中国原 子能科学研究院

      笔特模 型为中国原 子能科学研究院精心打造的反应堆、加速器 等设备模型日前交付使用,此次模 型包含了中国实 验快堆堆本体模型、中国先 进研究堆堆本体模型、我国第 一座重水反应堆堆本体模型、100MeV质子回旋加速器模型、我国第 一台回旋加速器模型、HI—13串列加速器模型、核燃料 后处理放化实验设施模型。


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      模型现 摆放在中国原 子能科学研究院科技综合楼一楼展厅,此次模 型制作在选材上大量使用金属材料,可保证模型主体结构20年不变形,并配置 了夹胶钢化防尘罩,使模型 具备长期展示的能力。


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       1958年该院一堆(反应堆)一器(加速器)的建成,标志着 中国进入了原子时代。


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      重水堆 用重水作慢化剂的热中子反应堆。可以用重水、普通水、二氧化 碳和有机物作冷却剂。重水的 热中子吸收截面很小,可以采用天然铀燃料。铀燃料 的利用率高于轻水堆,烧过的燃料的235U含量仅为0.13%,乏燃料 不必进行后处理。这种堆 可以作为生产堆、动力堆和研究堆使用。堆内中子经济性好,可生产 氚和发展成为先进的转化堆。堆内重水装载量大,反应堆造价较高。


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                       我国第 一座重水反应堆堆本体模型


      中国原 子能科学研究院HI-13串列加 速器实现安全运行10万小时。这标志 着我国低能核物理研究从弱到强,形成了 完备的学科创新体系,并取得 了一大批具有国家需求背景和国际先进水平的研究成果。


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                                HI—13串列加速器模型


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                        核燃料 后处理放化实验设施模型


      2015年9月1日上午,原子能 院核燃料后处理放化实验设施(简称放化大楼)开展首次热试验——用动力 堆乏燃 料元件完成对先进后处理工艺流程的热验证。表明我 国先进后处理工艺技术研发成果进入实际应用前的关键验证阶段,对保障 后处理厂的自主建设及提高我国核工业核心竞争力具有重要意义。


      中国实验快堆是国家“863”计划最重大项目,列入了 国家中长期科技发展规划前沿技术研发目标,是我国 快中子增殖反应堆(快堆)发展的第一步。其核热功率65兆瓦,实验发电功率20兆瓦,是目前 世界上为数不多的具备发电功能的实验快堆。


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                         中国实 验快堆堆本体模型


      中国先 进研究堆的建成为我国核科学研究及核技术开发应用提供了一个重要的科学实验平台,也是我 国核科学技术研究能力达到较高水平的重要标志。


      中国先 进研究堆反应堆功率为60MW,重水反 射层最高未扰热中子注量率达8×1014n/cm2·s,在同类 中子束流研究堆中其主要技术指标位居于世界前列,亚洲第一。


      2014年7月4日,中核集团中国原 子能科学研究院自主研发的100MeV(兆电子伏)质子回 旋加速器首次调试出束。这是我 国目前自行研制的能量最高的质子回旋加速器,在国防核科学研究、放射性核束物理研究、放射性同位素生产、肿瘤治 疗等领域具有广阔应用前景。


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                            100MeV质子回旋加速器模型


      中国自 主研制的第一台生产放射性同位素的回旋加速器,1996年5月9日通过 了国家计委的验收。这表明 我国的回旋加速器研制技术跨进了90年代国际先进水平。加速器 研制技术在世界高科技领域是一个竞争的重点。而加速 器生产的缺中子同位素,能广泛地应用于工业、农业和医药业,在核反 应堆里是生产不出来的。运用缺 中子同位素诊断和治疗疾病,又是当 前世界最先进的医疗科学技术的重要组成部分。


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                           我国第 一台回旋加速器模型


        2015年9月1日上午,原子能 院核燃料后处理放化实验设施(简称放化大楼)开展首次热试验——用动力

堆乏燃 料元件完成对先进后处理工艺流程的热验证。表明我 国先进后处理工艺技术研发成果进入实际应用前的

关键验证阶段,对保障 后处理厂的自主建设及提高我国核工业核心竞争力具有重要意义。


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                     核燃料 后处理放化实验设施模型




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