核反应堆相关论文
能够及时地对核反应堆出现的故障进行诊断对保证核反应堆安全稳定运行具有重要意义,现有核反应堆对于其工况类型的判断仍然主要依......
一回路的自然循环能力直接影响失流、失水等事故下反应堆的安全运行,从安全角度考虑,压水堆核电厂在对设备和系统设计时无一例外地......
介绍了船用核动力装置，详细阐述了其技术特点，并对其优势与劣势进行了分析。核动力装置作为一类有着较高能量密度的动力装置，可为船舶......
兼具高速和长航程的无人水下航行器可以拓展许多新的作战模式,动力系统是其瓶颈之一,而核动力是解决这一问题的有效途径。核反应堆......
为实现核反应堆首次装料及换料过程中的安全控制,研制了核反应堆初次装料监测装置,完成了装置相关机械结构、电气结构设计和制造工......
期刊
核电厂在运行中为了保证反应堆运行安全,需要对由泄漏冷却剂转化的气溶胶粒子进行连续监测.气溶胶粒子在裂缝中输运沉积.本文对气......
高性能计算中心为开展反应堆高精度、多物理、多尺度耦合提供了必要的计算条件.为了满足我国反应堆自主设计需求,通过建设了具备百......
随着高性能计算技术的发展,利用并行数值模拟研究核反应堆内部各组件的工作过程已成为保证其稳定工作、提高工作效率和优化设计方......
作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计.新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃......
核反应堆堆芯计算在反应堆设计、运营阶段都扮演重要角色.岭澳核电站堆芯设计计算采用AREVA公司开发的SCIENCE程序包.SCIENCE程序......
DRAGON程序中MOC计算模块包含多种加速方法,虽然能够进行三维MOC计算,但需大量的机时与内存.本文基于DRAGON程序中现有的二维MOC计......
随着先进核能技术的发展,核裂变和核聚变产生的巨大能量,能为人类提供清洁、高效的能源.世界核能正处于复苏阶段,第四代核反应堆技......
蒙特卡罗(下简记为MC)方法发展已有六十多年历史,其广泛应用于核科学及相关领域.MC方法超强的几何处理能力,能够模拟各种复杂几何......
利用有限元对流量计进行了改进.进一步论证流量计各种工况下是否保持结构的完整性.利用计算结果,严格按照RCC-M规范对转子流量计作......
本文推导出适合电力系统动态的核反应堆数学模型并在PSASP得到实现。该模型包含中子动态模块和热动力学模块。对反应堆在不同扰动......
反应堆压力容器主螺栓螺母作为核电站重要部件,RSEM标准要求役前及在役阶段都要对其进行涡流检测.在涡流检测中,影响涡流信号的因......
在分析不同用户对严重事故仿真平台的功能需求上,通过参考目前多型严重事故仿真平台的系统设计,提出了一个基于分析模拟器的设计方......
本文研究了指套管支撑结构处磨损信号的涡流检测.主要讨论了指套管磨损机制的特点,研究发现涡流检测对支撑结构处的磨损形态有较好......
依托工业机器人和特制的TIG焊接系统,研究了RPV顶盖J型焊缝的自动TIG焊全套焊接技术及工艺,形成焊接专家库.对J型焊缝模拟件的焊缝......
分析某反应堆一回路法兰密封失效事件的原因,以及在不便修正管道和法兰安装缺陷的条件下,通过按法兰类型分别制定密封垫改进方案,......
Zr02陶瓷型氧传感器具有测量精度高、范围广以及可直接以电压(或电流)形式输出等特点,在新型核反应堆有着重要的应用前景.然而由于......
堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好......
福岛核事故之后事故容错燃料(ATF)成为国际核燃料界新的研究方向,被称为核燃料技术革命性改进.本文详细介绍了SiC/SiC复合材料作为......
借助引进AP1000核电技术的契机,我国快速推动了核反应堆用锆合金产业的发展.本文全面介绍了国内核级锆材产业(研发)平台建设情况,......
三门AP10001号岛是三代核电的首堆,底板预埋管道是最早开工的安装分项.笔者在三门工作时,经历了安装筹备、图纸转换到施工组织和实......
文章通过对AP1000堆型采用开顶法施工特点和蒸汽发生器等主设备安装特性进行分析,描述了采用蒸汽发生器临时支撑用于调整蒸汽发生......
介绍了常规岛总体设计，核岛/常规岛岛间设计接口以及常规岛设计特点，世界首堆常规岛西屋公司AP1000是美国西屋公司在AP600的基础上开......
AP1000小破口失水事故(SB-LOCA)由于现象复杂,发生概率大,因此在反应堆安全分析中具有非常重要的地位.本文基于MATLAB的Simulink仿......
燃料组件主要包括压水堆燃料组件和沸水堆燃料组件,两者采用类似结构的燃料棒.在反应堆内运行时,燃料组件会发生芯块肿胀,包壳破损......
针对二代改进型核反应堆压力容器和蒸汽发生器锻件、三代AP1000核反应堆压力容器和蒸汽发生器锻件中的技术难点进行科研试验和研究......
介绍了一种模拟核反应堆石墨构件破坏过程的CDM(Continuum Damage Mechanics)模型.该破坏模型结合了基于应力的和基于断裂力学的两......
介绍了核反应堆现场流致振动实测用高温高压防水应变片在高压釜静水和高温高压小回路动水中的性能试验.阐明了试验目的,试验方法,......
在核反应堆设计中,为了保证结构的可靠性,将管道双端剪切断裂事故作为设计基准事故.但是,自20世纪80年代以来的理论研究和试验发现......
磁悬浮轴承是典型的机电一机化系统,是目前机电控制领域中的前沿课题之一.文中比较了磁悬浮轴承与几类普通轴承的性能,综述了磁悬......
本文在水温100℃、板间平均流速7m/s的条件下,对铝制包壳板型燃料组件进行了累计50余天的冲刷试验,板型燃料组件是由元件生产厂家......
本文概述了构建核反应堆设备老化管理数据库应用系统的背景和意义,初步提出了老化管理数据应用系统的结构和功能模块,以及数据仓库......
利用已有反应堆程序之间的联接或耦合,进行反应堆安全分析,正受到越来越多的关注.反应堆系统分析程序和堆芯子通道分析程序的联接......
控氮奥氏体不锈钢通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性......
本文介绍了一种神经网络-PID控制器。它是利用BP神经网络的来实现功率P和PID控制器增益的映射关系。在整个功率范围内,把有限组的P......
非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆电站(HTR-PM)的重要特点,其能在事故工况下通过自然循环导出堆芯剩余发热。本文采用3KE......
从中国对核能领域用中子吸收材料的需求出发,简述了核反应堆对中子吸收材料的基本要求,重点综述了目前常见的热中子吸收核素、热中......
在反应堆运行时,燃料棒受到高速流动的冷却剂冲刷与流致振动等,可能会发生倾斜;同时在反应堆运行过程中会产生许多不溶性腐蚀产物,......
本文应用Solidworks模块进行模型设计,根据相似模化理论,建立了耦合四叶梅花形支撑板的蒸汽发生器单元管三维物理模型,采用流-固传......
