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泵是核反应椎的心脏,泵的工作可靠性直接影响核运行的安全性。为了有效满足冷却泵寿命和冷却水流平稳的要求,本文对典型核反应堆冷却泵工况展开了深度分析,提出了用磁悬浮非接触式轴向轴承替代传统接触式轴承的思路。该方法具备结构简单、寿命长、运转振动小、冷却泵水流平稳、体积减小、重量轻、理论计算正确以及可操作性强等特点。
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论文结合BP神经网络算法和数学规划法,通过对核反应堆压力容器检测机器人本体特点以及运动过程的分析,设计并开发出了一种适用于核反应堆压力容器检测的机器人结构优化方法。最后从运动性能方面,通过与传统经验方法获得的检测机器人模型进行的对比分析,证明了提出的优化方法具有较好可行性和可靠性。
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小型先进模块化反应堆(SMR)是当今核能技术发展的热点领域。文章以国际主要核大国业已成熟的小堆技术和中核集团的“玲珑一号”为例,从安全法规要求、技术安全目标等方面展开深入分析,证明小堆拥有严格的安全法规,高于三代核电标准的技术安全目标,且与不断加强防人因失误管理工作,显示小堆技术是安全的。
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众所周知,核电站建筑中最重要的组成部分就是核反应堆厂房,因此核电站在运行周期内必须确保在所有设想到的事件序列下核反应堆厂房的安全和完整性,特别是在强地震事件中。基于此,本文针对核反应堆厂房进行基础隔震设计与地震响应进行了深入的分析,给出了隔震层的详细布置方案,并采用ANSYS建立核反应堆厂房的有限元模型并进行非线性时程分析。
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随着人类对宇宙太空的深入探索,对于提供能量的电源要求也在逐步提高,空间核反应堆电源在执行深空探测任务中脱颖而出。热管核反应堆由于具备非能动性、寿期长、可靠性高等优势,成为目前空间核反应堆领域的研究热点。本文对热管电源系统、由热管控制的火星探索反应堆、安全可负担裂变引擎方案以及Kilopower进行了重点调研。
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三门核电一回路包含60个PT100热电阻用于冷却剂温度测量,所有的热电阻为双支热电阻,反应堆冷却剂温度作为压水堆核电站保护系统输入的重要关键参数,用于停堆、专设驱动和电站控制。为尽可能地保证信号测量的一致性和相对准确性,需定期对热电阻进行校准。交叉校准技术的采用可以实现热电阻在线校准,免除热电阻的反复拆装,可以简化热电阻的校准。
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核电厂电气布置主要包括电气设备的布置,以及为电气、仪控系统动力、信号的连通而进行的电缆通道的设计以及具体的电缆路径的敷设,以保证电气、仪控系统动力、信号网络的形成,其功能相当于核电厂的神经系统的载体。核电厂电气布置是核电厂施工图设计阶段非常重要的环节之一。
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发展低碳清洁能源是中国能源改革的主要方向之一,核电作为低碳能源,具有“近零排放”“低污染”等特点,而安全高效是发展核电的基本要求。沸水堆中失水事故时的抑压池、压水堆中泄压罐、先进非能动压水堆的补水箱等场合均有汽水直接接触凝结现象,这些过程多涉及多孔喷嘴射流凝结。因此,对多孔喷嘴射流凝结过程的研究具有重要意义。
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汽轮机非核蒸汽冲转试验就是在热态功能试验的NOT/NOP平台,利用反应堆一回路主冷却剂泵和稳压器底部电加热器运行所提供的能量使一回路系统升温、升压,在蒸汽发生器二次侧产生饱和蒸汽并冲转汽轮发电机组至额定转速。AP1000核电厂是第三代先进非能动型压水堆核电厂,核岛采用美国西屋公司的AP1000先进型压水堆。
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由于中子既有磁矩又有很强的穿透性,因此非常适合观察封闭在强磁场环境的超导磁体内的小样品[1]。利用超导磁体为中子散射样品提供强磁场环境,已变得非常普遍[2]。中子源的产生和中子探测的特点使得中子散射装置结构庞大,中子散射装置样品位置附近包含样品台、样品腔、底部支撑、和上部操作台等[3,4,5],这些构件因为力学强度需要,常会使用高强度钢材。
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高放废物的安全处置是关系到核工业可持续发展和保护环境、保护公众健康的重大问题。目前世界上公认的安全可靠、技术可行的方法为深地质处置方法。高放废物深地质处置采用多重屏障体系,缓冲材料在放射性废物衰变热、地下水和围岩应力等作用下要产生非常复杂的“热-水-力”耦合现象[1]。
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AP1000压水堆核电厂中,核岛关键部件蒸汽发生器(SG)与主泵由一条焊缝直接对接,该焊缝承受高温、高压、高强度振动等恶劣工况。主泵的运行可能导致焊缝产生危险性缺陷,需定期对焊缝进行检测,避免危险状况的产生[1]。针对这种工况,开发了一套特种检测设备以满足需求,并对其进行运动学分析。
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再热主汽阀安装在汽水分离再热器和再热截止阀之间的蒸汽管道上,作用是提供一个安全的附加措施,当超速跳闸机构动作而再热截止阀关闭不上时,防止汽机超速。再热截止阀安装在再热主汽阀后、低压缸进气管前的蒸汽管道上,作用是当汽机甩负荷后,限制从汽水分离再热器到低压缸的蒸汽流量。
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安全壳是核电站反应堆的重要组成部分,由预应力混凝土制成,其功能是保护堆芯不受外界作用的影响,防止核燃料熔毁工况下放射性的泄漏。自20世纪70年代以来,核电站建设单位不断升级安全壳设计,采用更加坚固的结构以降低安全壳失效概率,实现核电厂安全性的提升。
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石墨是一种综合性能最好的中子固态慢化剂,某堆是以石墨为慢化剂和反射层的生产堆,国家已经批准退役,退役废石墨的处理处置目前还没有成功实施的成熟工艺。根据现有反应堆情况,拆解、回取堆芯石墨要承受较大的辐射危害,面临诸多不确定。石墨回取方法、配套工器具及其安全保障系统是否有效,直接在反应堆上进行检验。
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