期刊文献+
共找到144篇文章
< 1 2 8 >
每页显示 20 50 100
吊篮振动特性分析研究 预览
1
作者 黄旋 吴万军 +2 位作者 齐欢欢 冯志鹏 叶献辉 《机械工程师》 2018年第7期21-23,26共4页
反应堆结构的流致振动问题与核安全直接相关。为了完成反应堆堆内构件的流致振动分析,需要先对反应堆堆内构件振动特性进行分析。文中建立吊篮及其主要附属结构在空气和安装于反应堆压力容器内水下环境中的三维有限元模型,并分别进行了... 反应堆结构的流致振动问题与核安全直接相关。为了完成反应堆堆内构件的流致振动分析,需要先对反应堆堆内构件振动特性进行分析。文中建立吊篮及其主要附属结构在空气和安装于反应堆压力容器内水下环境中的三维有限元模型,并分别进行了振动特性分析,使用ANSYS软件得到其梁式模态和壳式模态。 展开更多
关键词 反应堆结构 流致振动 动态特性 有限元模型
在线阅读 下载PDF
TRICON系统实现堆芯冷却监测功能的可行性分析 预览
2
作者 杨鹏 王中敬 姚彤 《中国设备工程》 2018年第6期123-125,共3页
核电厂堆芯冷却监测系统(ICCMS)对可靠性有很高的要求。本文从硬件选择、程序开发等方面,分析了利用TRICON系统实现监测功能、指标性能的可行性,并通过了测试验证。
关键词 堆芯冷却监测 三重模块冗余 可行性
在线阅读 下载PDF
ICP—AES法测定陶瓷二氧化铀芯块粉末标准物质中铝,钡,钴,钽,钛和钒 预览
3
作者 刘虎生 《理化检验:化学分册》 CAS CSCD 北大核心 1998年第5期 205,207,共2页
随着大型核电事业的发展,对核纯陶瓷二氧化铀芯块的质量控制、质量保证及对测试方法的校准和确认等方面,迫切需要研制核纯陶瓷二氧化铀芯块的杂质标准物质.测定铀及其化合物中痕量杂质元素,需预先将铀与杂质元素分离,国外大多采用萃取法... 随着大型核电事业的发展,对核纯陶瓷二氧化铀芯块的质量控制、质量保证及对测试方法的校准和确认等方面,迫切需要研制核纯陶瓷二氧化铀芯块的杂质标准物质.测定铀及其化合物中痕量杂质元素,需预先将铀与杂质元素分离,国外大多采用萃取法,国内都采用萃取色谱法.所用萃取剂有TBP、TOPO以及TEHP等.本文用我院合成的237季铵萃取树脂进行分离富集,并用ICP-AES法同时测定陶瓷二氧化铀芯块粉末标准物质中铝、钡、钴、钽、钛和钒. 展开更多
关键词 核纯陶瓷 二氧化铀芯块 标准物质 分析 测定
在线阅读 下载PDF
反应堆堆芯液位监测装置 预览
4
《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第6期 521,共1页
本发明涉及一种液位监测装置,具体涉及一种反应堆堆芯液位监测装置。该装置包括液位探测器和二次仪表,液位探测器包括电加热器、焊接在电加热器上的热电偶和密封件,液位探测器通过与其相连的插接件、电加热器电缆和信号电缆与二次仪... 本发明涉及一种液位监测装置,具体涉及一种反应堆堆芯液位监测装置。该装置包括液位探测器和二次仪表,液位探测器包括电加热器、焊接在电加热器上的热电偶和密封件,液位探测器通过与其相连的插接件、电加热器电缆和信号电缆与二次仪表相连,液位探测器的电加热器外壁上开有不同高度的纵向凹槽,热电偶嵌焊在电加热器的凹槽内,电加热器外部套有薄壁套管,电加热器、热电偶和薄壁套管紧密配合,液位探测器的外部为焊接在密封体上的多孔保护套管。本装置结构简单、性能稳定可靠、信号响应时间短且寿命长。 展开更多
关键词 反应堆 堆芯液位监测 多孔保护套 电加热器 使用寿命
在线阅读 下载PDF
遗传算法在堆芯燃料管理中的应用 预览 被引量:2
5
作者 彭钢 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第2期 93-96,100,共5页
应用遗传算法编制了核反应堆堆芯燃料管理优化计算程序.在遗传算法程序中,选用了性能良好的编码方法,优化了遗传算子各个参数,使遗传算法程序的计算质量和效率有明显的提高.从计算结果看,遗传算法能够获得良好的堆芯燃料布置.
关键词 遗传算法 堆芯 燃料管理 优化计算 燃料布置 反应堆
在线阅读 下载PDF
球床先进高温堆堆芯设计研究
6
作者 王连杰 孙伟 +2 位作者 夏榜样 邹杨 严睿 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第S2期87-91,共5页
研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控... 研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控制,但使得堆芯运行也较复杂;一次装料方案中,要使第二套停堆系统具有足够的快速停堆裕量,不能通过减小堆芯活性区装料高度实现,但可以通过增加第二套停堆系统控制棒的根数实现。本文提出了球床先进高温堆优选堆芯设计方案,该方案使球床先进高温堆的燃耗寿期可达100等效满功率天,第一套停堆系统、第二套停堆系统的冷停堆深度均满足设计要求。 展开更多
关键词 球床先进高温堆 第二套停堆系统 排空熔盐 堆芯设计
堆芯水下摄像装置的研制 预览
7
作者 卢荣根 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第1期 94-96,共3页
堆芯水下摄像装置的研制卢荣根(上海核工程研究设计院)关键词堆芯水下摄像装置核燃料组件相关组件1引言堆芯水下摄像装置(以下简称装置)是压水堆核电站装换料过程中必备的专用工具。通过对堆芯燃料组件编号的水下摄像和录像记录。... 堆芯水下摄像装置的研制卢荣根(上海核工程研究设计院)关键词堆芯水下摄像装置核燃料组件相关组件1引言堆芯水下摄像装置(以下简称装置)是压水堆核电站装换料过程中必备的专用工具。通过对堆芯燃料组件编号的水下摄像和录像记录。可以及时发现并纠正装换料过程中,由... 展开更多
关键词 堆芯 水下摄像装置 核燃料组件 相关组件
在线阅读 下载PDF
第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计 预览 被引量:3
8
作者 韩向臻 攸国顺 孙微 《中国科技信息》 2013年第3期50-50,53共2页
AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的... AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的燃料组件增设了中间搅混格架,但应用经验较少。堆芯换料方案都为长周期换料,EPR为高泄漏换料方案,中子泄漏较多,但堆芯功率容易展平。AP1000的长周期换料方案更为灵活,为低泄漏方案,提高了中子利用率,为了展平功率,提出了较多新型设计理念,使燃料组件种类增加,堆芯装载更为复杂。 展开更多
关键词 堆芯核设计 燃料组件 燃料管理
在线阅读 下载PDF
核安全设备零件制造的质保分级方法探讨 预览
9
作者 何雅杰 《核安全》 2019年第3期37-42,共6页
当前对核安全设备零部件进行质保分级的评定多是主观定性的。本文提出了使用模糊综合评判法对核安全设备制造阶段的零部件实施质量保证分级的方法。模糊综合评判法可以把质量保证分级过程中的定性评定转化为定量评定,从而降低评定过程... 当前对核安全设备零部件进行质保分级的评定多是主观定性的。本文提出了使用模糊综合评判法对核安全设备制造阶段的零部件实施质量保证分级的方法。模糊综合评判法可以把质量保证分级过程中的定性评定转化为定量评定,从而降低评定过程中的主观影响,得出更准确合适的分级结果。 展开更多
关键词 质保分级 模糊综合评判 核安全设备
在线阅读 下载PDF
遗传算法用于MJTR堆芯装载方案优化 预览
10
作者 彭凤 彭钢 傅蓉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2002年第3期 212-216,共5页
应用遗传算法,编制了MJTR堆芯装载方案优化计算程序;设计了与问题特性有关的编码与交叉算子,用两维六角形栅元节块扩散程序SIXTUS-2作适值计算.为提高程序的质量与效率,通过试算找出多个计算方法与参数的优化选择.MJTR各炉装载方案的优... 应用遗传算法,编制了MJTR堆芯装载方案优化计算程序;设计了与问题特性有关的编码与交叉算子,用两维六角形栅元节块扩散程序SIXTUS-2作适值计算.为提高程序的质量与效率,通过试算找出多个计算方法与参数的优化选择.MJTR各炉装载方案的优化计算结果表明,遗传算法的优化方案全都好于已被采用的专家方案.给出了MJTR堆芯装载方案的优化模式与优化方案. 展开更多
关键词 堆芯装载方案 优化 遗传算法 MJTR 5MW池式研究堆
在线阅读 下载PDF
多循环堆芯燃料管理优化方法 被引量:1
11
作者 周全 钟文发 《清华大学学报:自然科学版》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第10期47-50,共4页
为了更有效地提高核燃料的利用率,降低核反应堆的运行成本,不仅要研究单循环堆芯燃料管理优化问题,还必须研究多循环优化问题,在回顾现有的单循环优化方法的基础上,叙述了一种处理多循环优化问题的方法,利用多步决策的优化策略,... 为了更有效地提高核燃料的利用率,降低核反应堆的运行成本,不仅要研究单循环堆芯燃料管理优化问题,还必须研究多循环优化问题,在回顾现有的单循环优化方法的基础上,叙述了一种处理多循环优化问题的方法,利用多步决策的优化策略,多循环优化可以分解为一个两步优化问题。第一步简化多循环优化,使用简化的反应堆物理模型对连续多个循环进行计算,获得每个单循环的优化目标,第二步按照第一步得到的目标进行单循环优化,最终理么 展开更多
关键词 反应堆 燃料管理 循环 优化 堆芯
Feasibility neutronic design for the reactor core configurations of a 5 MWth transportable block-type HTR 预览
12
作者 DING Ming KLOOSTERMAN Jan Leen 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 2013年第4期75-80,共6页
Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide electricity or heat in remote areas or to industrial users in developed or developing countries.... Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide electricity or heat in remote areas or to industrial users in developed or developing countries.This paper presents the neutronic design of the U-Battery,which is a 5 MWth block-type HTR with a fuel lifetime of 5–10 years.Assuming a reactor pressure vessel diameter of less than 3.7 m,some possible reactor core configurations of the 5 MWth U-Battery have been investigated using the TRITON module in SCALE 6.The neutronic analysis shows that Layout 12×2B,a scattering core containing 2 layers of 12 fuel blocks each with 20% enriched235U,reaches a fuel lifetime of 10 effective full power years(EFPYs).When the diameter of the reactor pressure vessel is reduced to 1.8 m,a fuel lifetime of 4 EFPYs will be achieved for the 5 MWth U-Battery with a 25-cm thick graphite side reflector.Layouts 6×3 and 6×4 with a 25-cm thick BeO side reflector achieve a fuel lifetime of 7 and 10 EFPYs,respectively.The comparison of the different core configurations shows that,keeping the number of fuel blocks in the reactor core constant,the annular and scattering core configurations have longer fuel lifetimes and lower fuel cost than the cylindrical ones.Moreover,for the 5 MWth U-Battery,reducing the fuel inventory in the reactor core by decreasing the diameter of fuel kernels and packing fraction of TRISO particles is more effective to lower the fuel cost than decreasing the 235U enrichment. 展开更多
关键词 高温气冷反应堆 堆芯 中子 设计 反应堆压力容器 HTR 可移动 燃料成本
在线阅读 下载PDF
The study of aeroball system for measuring 3D neutron flux distribution in reactor core 预览
13
作者 LuoZheng-Pei LiFu 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 1997年第3期 144-148,共5页
Aeroball system is attractive in several aspects because it can easily transport the map of neutron flux distribution to be measured from incore to outside of a reactor vessel.However,before the aeroball system is put... Aeroball system is attractive in several aspects because it can easily transport the map of neutron flux distribution to be measured from incore to outside of a reactor vessel.However,before the aeroball system is put to practical use in the heating reactor.there are four topics that have to be further studied.They are the stability of the activated positions,enhancement of signal/noise(S/N)ratio,distributed control and data-acquisition system and on-lin nbeutron flux distribution reconstruction.Besides describing the rasons for them,this paper gives out the theory,concept and solution about the first two topics and it is helptul to give the possibility to enhance the reactor-power. 展开更多
关键词 反应堆芯 中子流分布测量 气球系统
在线阅读 下载PDF
自然循环过渡过程实验的堆芯动态仿真模型 预览 被引量:2
14
作者 催震华 宋小明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第5期 398-401,共4页
在自然循环过渡过程模拟实验中,真实地模拟反应堆堆芯及其控制系统是十分重要的。本文着重叙述了仿真堆芯的中子动力学模型和热工水力学模拟,并用RETRAN程序的计算结果对模型及其相应程序进行了验证,获得了满意的结果。
关键词 自然循环过渡过程实验 动态仿真模型 堆芯
在线阅读 下载PDF
秦山核电二期工程长燃耗堆芯可行性方案论证 预览 被引量:1
15
作者 刘旭东 李庆 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期 289-293,共5页
简要介绍了对秦山核电二期工程反应堆换料采用的高性能燃料组件的长燃耗堆芯进行核设计可行性方案的论证,经论证表明,推荐方案中:如反应堆采用三分之一,混难事型换料方案和载钆可燃毒物,平衡堆芯批卸料燃耗达42GW·d/t... 简要介绍了对秦山核电二期工程反应堆换料采用的高性能燃料组件的长燃耗堆芯进行核设计可行性方案的论证,经论证表明,推荐方案中:如反应堆采用三分之一,混难事型换料方案和载钆可燃毒物,平衡堆芯批卸料燃耗达42GW·d/t(U)左右时,平衡循环长度可达410等效功率天(EFPD)满足各方面限值要求。 展开更多
关键词 可行性 核电站 长燃耗堆芯 平衡换料 卸料燃耗
在线阅读 下载PDF
核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨 预览 被引量:1
16
作者 陈睿 肖志 +1 位作者 曹健 吴问广 《核安全》 2011年第2期 25-29,共5页
核电厂首次临界和后续燃料循环都需要进行一系列的试验,其中包括堆芯物理试验,目的是验证堆芯设计计算的正确性。国内压水堆核电厂物理试验由于堆型差异,存在多种堆芯物理试验管理文件。目前,国家核安全局(NNSA)的审评参照法国体系,... 核电厂首次临界和后续燃料循环都需要进行一系列的试验,其中包括堆芯物理试验,目的是验证堆芯设计计算的正确性。国内压水堆核电厂物理试验由于堆型差异,存在多种堆芯物理试验管理文件。目前,国家核安全局(NNSA)的审评参照法国体系,将堆芯物理试验的文件(堆芯物理试验监督要求GORX)作为最终安全分析报告(FSAR)技术规格书的一部分。其中,关于堆芯物理试验中功率亏损和功率系数项目,是否需要包括在该文件中,目前有一些争议,本文将从技术角度以及国内外法规标准体系探讨该试验项目的必要性,另外对其测量方法进行讨论。 展开更多
关键词 堆芯物理试验监督要求(GORX) 国家核安全局(NNSA) 初步安全分析报告(PSAR) 最终安全分析报告(FSAR)
在线阅读 下载PDF
微机绘制的三堆芯参数分布图 预览
17
作者 周涌浩 《核工业自动化》 1992年第2期 29,9,共2页
关键词 微机 堆芯 参数分布图
在线阅读 下载PDF
叠层板形元件流致振动测试与分析 预览
18
作者 邹长川 《贵州工业大学学报:自然科学版》 1997年第A10期 98-101,共4页
中南工学院课题组设计创造了动力测试装置,建立相应的高速流场系统,采用新型的动态测试电磁法和差动前置放大器进行了叠层板形元件流致振动测试与分析。取得较好效果。
关键词 叠层板形元件 流致振动 动态测试 核反应堆
在线阅读 下载PDF
浅谈2012年新课标和大纲全国卷物理试题中的临界问题 预览 被引量:1
19
作者 刘福星 《科技风》 2012年第11期233-233,共1页
本文主要根据2012年新课标卷和大纲全国卷,分析其中出现的临界问题,并提出临界问题的基本思路。
关键词 新课标 大纲 高考物理试题 临界问题
在线阅读 下载PDF
AP1000堆内构件制造进度的管理 预览 被引量:1
20
作者 郑锦灿 张伟 《一重技术》 2017年第1期73-78,共6页
通过对AP1000堆内构件设计要求、结构组成的梳理,对重要原材料、设备主要制造工序的工期统计,结合当前设备制造经验对堆内构件的主要制造流程、关键路径进行分析,对AP1000堆内构件的关键制造工艺和制造难点,以及进度的控制管理提出工作... 通过对AP1000堆内构件设计要求、结构组成的梳理,对重要原材料、设备主要制造工序的工期统计,结合当前设备制造经验对堆内构件的主要制造流程、关键路径进行分析,对AP1000堆内构件的关键制造工艺和制造难点,以及进度的控制管理提出工作建议。 展开更多
关键词 AP1000 堆内构件 关键路径 关键工艺 进度控制
在线阅读 下载PDF
上一页 1 2 8 下一页 到第
使用帮助 返回顶部 意见反馈