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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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