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池式堆供热系统建模与仿真方法研究 预览
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作者 祁琳 陈启明 +2 位作者 刘天才 王学松 吴明宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1063-1069,共7页
以低温、常压的池式堆供热系统为研究对象,经过系统划分和对实际物理设备进行合理简化和假设后,建立了覆盖其基本功能的动态数学模型。该模型包含点堆中子动力学模型、热工水力学模型及堆外热力设备模型。本文基于vPower仿真平台对该模... 以低温、常压的池式堆供热系统为研究对象,经过系统划分和对实际物理设备进行合理简化和假设后,建立了覆盖其基本功能的动态数学模型。该模型包含点堆中子动力学模型、热工水力学模型及堆外热力设备模型。本文基于vPower仿真平台对该模型进行了论证,仿真结果表明该模型能正确反映池式堆供热系统的动态特性。该仿真模型可进一步用于研究运行工况及验证设计数据的合理性。 展开更多
关键词 池式堆 动态数学模型 仿真 vPower
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模拟气体标准源法校准反应堆惰性气体监测仪效率 预览
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作者 郭晓清 戎永华 +3 位作者 杨巧玲 刁立军 林敏 姚顺和 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1098-1104,共7页
为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯(EPS)颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1kg/m^3,其中含241Am、109Cd、57Co、51Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该... 为准确校准惰性气体监测仪对气体源的γ射线全能峰效率,制备了以可发性聚苯乙烯(EPS)颗粒为基质材料的马林杯放射性模拟气体标准源,模拟气体标准源装样密度为4.1kg/m^3,其中含241Am、109Cd、57Co、51Cr等8种单能γ射线发射核素。利用该模拟气体标准源,对反应堆惰性气体现场监测仪的HPGe探测器γ射线全能峰效率进行了校准,校准覆盖能区为60~1836keV,校准的效率标准不确定度最大为4.4%。同时采用点源代表点法进行了效率校准,并将模拟气体标准源与代表点位置处的点源效率校准结果进行对比,发现在校准能区内二者的效率比不为常数,效率偏差最大达28%,通过效率传递系数可减小偏差,且可得到效率传递系数拟合曲线。最后在81keV能量点处,得到模拟气体标准源与标准气体源的效率比为1.26,此值可作为模拟气体标准源的实际应用参考。 展开更多
关键词 HPGE探测器 γ射线全能峰效率 可发性聚苯乙烯 马林杯模拟气体标准源
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快堆蒸汽发生器用Cr-Mo钢在高温钠中的腐蚀行为
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作者 韩丽青 龙斌 +4 位作者 张金权 秦博 付晓刚 王起江 徐海涛 《铸造技术》 CAS 2019年第8期787-791,共5页
以实验快堆蒸汽发生器用结构材料为研究对象,采用在静态高压釜及热对流动态回路中挂样的方法,对比研究了3种结构材料(进口T91、国产T91和T22)在500℃液态钠介质中的腐蚀特性以及钠介质对材料力学性能和成分的影响。结果表明,3种材料在... 以实验快堆蒸汽发生器用结构材料为研究对象,采用在静态高压釜及热对流动态回路中挂样的方法,对比研究了3种结构材料(进口T91、国产T91和T22)在500℃液态钠介质中的腐蚀特性以及钠介质对材料力学性能和成分的影响。结果表明,3种材料在动态钠中的腐蚀速率大于在静态钠中的腐蚀速度,且在动态或静态钠中的耐腐蚀性次序由高到低是进口T91、国产T91和T22。静态试验后,3种材料表面均出现少量氧化物腐蚀产物,国产T91是Cr2O3、Fe2O3,进口T91是Fe2O3、Cr2O3、Na0.52 Cr O2,而T22表面仅有Fe3O4。进口T91的腐蚀产物最致密,颗粒最小,而T22的腐蚀产物颗粒最大。相反,在动态试验后,3种材料表面均未见腐蚀产物沉积。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 CR-MO钢 腐蚀 液态高温钠
中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量 预览
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作者 陈效先 陈晓亮 +5 位作者 赵阶成 李海 梁松 胡晓 段馨竹 章秩烽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1051-1054,共4页
在中国实验快堆(CEFR)上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明:两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分... 在中国实验快堆(CEFR)上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明:两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置,但相对燃耗分布基本一致;燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好;实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。 展开更多
关键词 中国实验快堆 燃耗分布测量 实验组件
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中温热管工质选型与试验研究 预览
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作者 韩冶 柴宝华 +5 位作者 王泽鸣 张德楼 卫光仁 冯波 龙俞伊 薛松龄 《科技创新导报》 2019年第13期101-103,105共4页
为选择适用于500~700K中温热管的工质,开展了中温热管工质选型研究。通过分析国内外研究情况与材料物性分析,得出碱金属单质铯及铷较为适合非重力环境使用。对三根不同规格碱金属工质中温热管开展启动与升温试验研究,得到所研制中温热... 为选择适用于500~700K中温热管的工质,开展了中温热管工质选型研究。通过分析国内外研究情况与材料物性分析,得出碱金属单质铯及铷较为适合非重力环境使用。对三根不同规格碱金属工质中温热管开展启动与升温试验研究,得到所研制中温热管的启动温度约500K,在500~700K温度范围内能够稳定升温并正常工作。 展开更多
关键词 中温热管 热管工质 热管启动试验
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过冷水流经通道的闪蒸临界流模型研究 预览
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作者 吕玉凤 赵民富 杜开文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第12期2375-2381,共7页
反应堆发生失水事故时,破口处的临界流量决定着冷却水系统的装量,影响着堆芯燃料元件温度分布,对事故后果起重要作用。为了更好理解临界流动中各项参数的变化规律及机理,提出了两流体六方程临界流动模型,用来计算初始滞止状态为过冷水... 反应堆发生失水事故时,破口处的临界流量决定着冷却水系统的装量,影响着堆芯燃料元件温度分布,对事故后果起重要作用。为了更好理解临界流动中各项参数的变化规律及机理,提出了两流体六方程临界流动模型,用来计算初始滞止状态为过冷水通过通道的临界流量。模型中既考虑了两相之间的动力学不均匀,也考虑了相间热力学不平衡。模型中引入了合适的计算闪蒸起始点位置和过热度的公式,并将汽泡增长方程与基本方程联立求解,可比较准确地反映汽泡的增长规律。在较宽的压力和温度范围内、不同长径比情况下,模型预测结果与试验结果符合较好,表明该模型具有较强的通用性。 展开更多
关键词 两相临界流动 热力学非平衡 两流体模型 闪蒸
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单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析 预览
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作者 杨云 赵磊 +2 位作者 胡文军 柴翔 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第12期2398-2404,共7页
钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳... 钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布,并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明:实心介质堵流危害比多孔介质更为严重;实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置,而多孔介质堵流事故的位于堵块后方,且随堵块面积的增大而往下游偏移;堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响,随堵块孔隙率的增大而减小。 展开更多
关键词 钠冷快堆 堵流事故 数值模拟 包壳温度
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小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究 预览
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作者 陈振佳 杨红义 +2 位作者 余华金 侯斌 朱丽娜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1417-1423,共7页
针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保... 针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2 000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。 展开更多
关键词 模块化设计 小型模块化钠冷快堆 非能动余热排出系统
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快堆带绕丝棒束组件低雷诺数下的水力特性分析 预览
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作者 程道喜 齐晓光 +1 位作者 杜开文 翟伟明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1424-1432,共9页
低雷诺数(Re)流动存在于正常运行或事故停堆工况的各类组件中,对于快堆的安全运行具有重要意义。利用CFX程序对低Re下的中国实验快堆不同类型的带绕丝棒束组件的水力特性进行了分析。结果表明,通过利用1个螺距的带绕丝棒束组件计算得到... 低雷诺数(Re)流动存在于正常运行或事故停堆工况的各类组件中,对于快堆的安全运行具有重要意义。利用CFX程序对低Re下的中国实验快堆不同类型的带绕丝棒束组件的水力特性进行了分析。结果表明,通过利用1个螺距的带绕丝棒束组件计算得到的低Re下的水力特性与实验结果以及Engel关系式符合较好。通过利用4个螺距的带绕丝棒束组件计算结果表明,绕丝产生的横向流动使组件6个壁面上压力分布有所不同,但在流动充分发展时,每个面轴线方向的压降按螺距均匀分布,从而进行带绕丝棒束组件水力特性测量时,需在组件同一面上按照整数倍螺距来布置测点,才能避免由于横向流动对测量带来的影响。 展开更多
关键词 中国实验快堆 带绕丝棒束 低雷诺数水力特性
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示范快堆堆芯熔融物收集装置的安全分析 预览
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作者 刘兆阳 胡靖东 +3 位作者 宫建国 曹健 高付海 轩福贞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1445-1450,共6页
针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题,采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法(IVR-DOE10460),建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H... 针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题,采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法(IVR-DOE10460),建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H钢相关的材料数据,确定了输入数据。在此基础上,利用有限元分析软件ABAQUS开展堆芯熔融物堆积形态下堆芯熔融物收集装置的应力应变分析,并基于时间分数法与延性耗竭法(应变分数法)对堆芯熔融物收集装置进行蠕变强度校核。有限元分析结果表明:堆芯熔融物收集装置在设计时间内可满足时间分数和应变分数小于1的蠕变强度考核要求,且满足竖直位移小于设计指标的功能性要求。堆芯熔融物收集装置在堆芯熔化严重事故后能保持结构的完整性。 展开更多
关键词 时间分数法 应变分数法 本构关系 蠕变强度
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液态金属钠在圆管内传热特性数值模拟研究 预览
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作者 李淞 杨红义 +2 位作者 薛秀丽 周志伟 冯预恒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期826-829,共4页
为研究液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的湍流传热特性,在已有实验研究的基础上,提出了k-ε模型下的湍流普朗特数Prt模型,并使用Fluent程序对圆管内的液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性进行了计算。理论设计值与已有实验结... 为研究液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的湍流传热特性,在已有实验研究的基础上,提出了k-ε模型下的湍流普朗特数Prt模型,并使用Fluent程序对圆管内的液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性进行了计算。理论设计值与已有实验结果进行对比,二者符合较好。根据本文提出的Prt模型,可较为精确地计算液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性。 展开更多
关键词 液态金属钠 湍流普朗特数 湍流传热
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CEFR冷阱结构设计改进及热工水力分析 预览
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作者 陈祖国 许义军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期830-835,共6页
冷阱是中国实验快堆(CEFR)运行过程中的重要设备之一,在净化反应堆系统中的冷却剂钠、保证反应堆安全稳定运行等方面起着重要作用。而目前CEFR现有冷阱在使用过程中存在着杂质沉降效率低,易造成冷阱堵塞而使冷阱更换频繁等问题,对CEFR... 冷阱是中国实验快堆(CEFR)运行过程中的重要设备之一,在净化反应堆系统中的冷却剂钠、保证反应堆安全稳定运行等方面起着重要作用。而目前CEFR现有冷阱在使用过程中存在着杂质沉降效率低,易造成冷阱堵塞而使冷阱更换频繁等问题,对CEFR的长期稳定运行非常不利。分析冷阱出现的问题,可能有两方面原因:一是钠在冷阱中的流动路径不合理,易造成区域的堵塞;二是在丝网密度和布置方面,没有采用分区布置也容易使杂质沉积在外层而堵塞流道。针对这两方面的原因,本文提出了现有冷阱的改进方案,从结构设计和水力学两方面来改善冷阱内钠中杂质的沉降模式,达到延长冷阱运行寿命的目的。改进方案主要是将丝网区内筒孔封闭约1/3,并在丝网上部支撑板上开两排导流孔,以改进流场;同时将丝网分成上、中、下3个区域布置,每个区域的丝网采用不同的密度,以满足杂质从冷阱底部开始逐渐沉积的要求。通过对该方案三维建模与数值分析,并与CEFR现有冷阱的分析结果进行比较发现,改进冷阱流场分布更为合理,丝网的布置也更能符合杂质沉积的要求,后续将与CEFR的实际运行工况做进一步的比较研究。 展开更多
关键词 快堆 冷阱 结构改进 热工水力
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锆合金包壳水侧SiC涂层研究 预览
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作者 郑新海 尹邦跃 吴学志 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1085-1090,共6页
研究了聚碳硅烷(PCS)粉末的高温裂解特性及PCS粉末与锆粉间的化学反应机理,并在900℃制备了SiC涂层。研究发现,900℃开始,PCS裂解产物由无定形态SiC向结晶态转变。不同温度下,PCS粉末与锆粉的混合物发生一系列化学反应,产物为ZrC、Zr2Si... 研究了聚碳硅烷(PCS)粉末的高温裂解特性及PCS粉末与锆粉间的化学反应机理,并在900℃制备了SiC涂层。研究发现,900℃开始,PCS裂解产物由无定形态SiC向结晶态转变。不同温度下,PCS粉末与锆粉的混合物发生一系列化学反应,产物为ZrC、Zr2Si、Si3Zr5,通过调节反应温度,可控制该化学反应的程度,进而实现对涂层成分的调节。采用先驱体转化法(PIP)在锆合金包壳表面制备了SiC涂层,经PCS溶液浸涂-裂解3次循环可得到SiC陶瓷层,厚度为4μm,涂层成分为SiC,ZrC为过渡层。划痕法测试得到涂层附着力等级为1~2级。 展开更多
关键词 锆合金包壳 SIC涂层 先驱体转化法 微观结构
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多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析 预览
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作者 毕德瑞 段天英 +2 位作者 贾玉文 刘勇 张厚明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期2198-2203,共6页
为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸... 为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。 展开更多
关键词 钠冷快堆 多模块 直流式蒸汽发生器 静态特性 动态特性
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最小核临界事故源项分析 预览
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作者 刘锋 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期2204-2208,共5页
文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果... 文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果符合良好。 展开更多
关键词 最小核临界事故 核临界事故报警系统 事故源项 中子伽马吸收剂量比
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数值反应堆及CVR1.0研究进展 预览
16
作者 杨文 胡长军 +2 位作者 刘天才 汪岸 吴明宇 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2019年第10期1821-1832,共12页
数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应... 数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统(CVR1.0)的研究进展。进展主要包括:两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。 展开更多
关键词 数值反应堆 多物理耦合 中子物理 热工水力 材料计算
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燃料破损在线探测系统在核电厂的应用与分析 预览
17
作者 徐西安 季松涛 杨毅 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1475-1480,共6页
国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统(FDDS)。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作... 国内两台核电机组分别安装了1套由中国原子能科学研究院研制的燃料破损在线探测系统(FDDS)。通过FDDS对两台核电机组发生燃料破损时的连续监测和分析,表明FDDS在核电厂一回路放射性核素活度浓度在线测量及燃料破损监测中发挥了良好的作用,弥补了化学取样分析方法的不足。 展开更多
关键词 燃料组件 燃料破损 在线监测
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启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置 预览
18
作者 朱庆福 周琦 +10 位作者 梁淑红 张巍 刘洋 夏兆东 杨历军 权艳慧 罗皇达 刘东海 王璠 吕牛 尹生贵 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2019年第10期1842-1849,共8页
启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动... 启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。 展开更多
关键词 启明星Ⅱ号 零功率装置 铅冷反应堆 加速器驱动的次临界系统 基准性临界实验
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冷却速率对国产Zirlo合金LOCA后残余塑性的影响 预览
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作者 高阳 杨明馨 +1 位作者 胡勇 王辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1310-1316,共7页
失水事故(LOCA)中锆合金包壳会脆化,脆化的包壳在事故进程或事故后续处理中易发生破裂,造成放射性产物泄漏。本文研究LOCA发生后,经1 200 ℃高温蒸汽氧化的国产Zirlo合金包壳管从 1 200 ℃冷却至800 ℃过程中,冷却速率分别约为400、13.3... 失水事故(LOCA)中锆合金包壳会脆化,脆化的包壳在事故进程或事故后续处理中易发生破裂,造成放射性产物泄漏。本文研究LOCA发生后,经1 200 ℃高温蒸汽氧化的国产Zirlo合金包壳管从 1 200 ℃冷却至800 ℃过程中,冷却速率分别约为400、13.3、4和2 ℃/s时的残余塑性。结果表明:随冷却速率的降低,Zirlo合金的残余塑性增加。金相、EPMA等微观分析结果表明:随冷却速率的降低, prior-β相氧含量降低;Nb、Fe发生明显的重新排布,使得prior-β相针状组织晶粒细化。残余塑性的增加是上述两个因素共同作用的结果。 展开更多
关键词 锆合金 失水事故 残余塑性 prior-β相
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空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验 预览
20
作者 郭志家 张金山 +4 位作者 衣大勇 彭朝晖 范月容 冯嘉敏 赵守智 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1317-1323,共7页
控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建... 控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。 展开更多
关键词 控制鼓系统 试验样机 热态性能试验 全行程往复 电机切换 快速复位
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