搜索结果: 1-15 共查到“核动力工程技术其它学科”相关记录42条 . 查询时间(2.583 秒)
清华大学核能与新能源技术研究院博士生导师马涛研究员（图）
高温堆核电站造价 热能工程 高温气冷堆
2022/3/22
教育背景：学士 2000.07 清华大学热能工程系；博士 2005.07 清华大学热能工程系。
清华大学核能与新能源技术研究院博士生导师王捷教授（图）
闭式布雷登循环 燃气轮机 超高温气冷堆堆芯
2022/3/22
教育背景：学士 1982.08 上海交通大学核动力工程；硕士 1985.02 上海交通大学热能工程；博士 1996.03 东京工业大学热工学。
近日，中国原子能科学研究院建成了国内首个吨级铅铋合金氧控试验装置，实现了吨级规模铅铋合金氧控工艺技术的突破，标志着原子能院率先掌握了规模化、工程化铅铋氧控方面的关键技术，为攻克铅铋型号反应堆和加速器驱动铅铋次临界堆中材料腐蚀的难题奠定技术基础，向建成高安全性、长寿命的铅铋核装置迈出坚实一步。
大晶粒UO2芯块及包壳涂层对燃料棒设计准则的影响分析
耐事故燃料 设计准则 燃料棒 锆包壳涂层
2022/1/6
大晶粒UO2芯块及锆合金包壳涂层是耐事故燃料（AccidentTolerantFuel，ATF）中最接近实用化的燃料芯块和包壳材料方案，有望在未来几年实现商用。然而，现有商业压水堆的燃料棒设计准则都是针对使用传统UO2芯块和锆合金包壳的材料特性及应用经验而制定，如果组成材料特性发生变更则有必要在相应研究的基础上重新考察设计准则的可用性。本文根据现有大晶粒UO2芯块、锆合金包壳涂层的材料特性研究数据...
小型氦氙冷却反应堆关键参数初步研究
氦氙冷却反应堆 热力系统 关键参数
2021/12/23
使用氦氙混合气体作为冷却剂结合布雷顿热电转换系统的快中子增殖堆是未来空间核动力的发展趋势。为了提高系统效率、减小系统质量，许多学者开展了空间反应堆参数设计研究，但少有涉及氦氙冷却反应堆。本文的研究内容是小型氦氙冷却反应堆关键参数的设计。通过Fortran95语言编程构建单通道、一次表面回热器等部件模型，建立热力系统程序。采用淹没次临界反应堆基本参数进行程序验证，并通过单个参数的敏感性分析来确定关键...
北京放射性核束加速器自主研发及应用项目通过科技成果鉴定
放射性核束加速器 HI-13串列加速器 在线同位素分离 ISOL
2018/12/26
2018年12月20日，国防科技工业局系统二司组织召开北京放射性核束加速器自主研发及应用（HI-13串列加速器升级工程）项目成果鉴定会。鉴定委员会专家组由陈佳洱、沈文庆、何多慧、夏佳文、唐立、马余刚、黄国俊、张闯、刘永、郭之虞、唐传祥、颜学庆、杜进、刘立业等专家组成。国防科技工业局、中核集团有关部门负责人，中国原子能科学研究院院长薛小刚、副院长柳卫平，王乃彦、樊明武、张焕乔、赵志祥等院士、老领导，...
国防科技工业核动力技术创新中心揭牌成立（图）
国防科技工业 核动力技术 核电技术
2017/3/24
2017年3月17日，国防科技工业核动力技术创新中心在中核集团中国核动力研究设计院揭牌成立，这标志着创新中心完成前期准备工作，进入实质性运行阶段。创新中心将满足国家重大战略需求，勇当“排头兵”，打造核动力高端“智库”，引领军民核动力融合发展，推动核动力和核电技术集成应用。
为更好地适应国家经济社会发展对高层次、多类型人才的需要，增强研究生教育服务经济社会发展的能力，积极为国家经济社会发展培养应用型、紧缺型人才，根据教育部相关文件精神，我校2009年开始招收全日制专业学位硕士研究生，推动硕士研究生教育从以培养学术性人才为主的模式向以培养应用型人才为主的模式转变。
山东大学能源动力与工程学院博士生导师田茂诚教授（图）
山东大学能源动力与工程学院 博士生导师 田茂诚 动力工程
2013/5/30
田茂诚，男，1965年10月出生，教授，博士生导师，山东大学能源与动力工程学院院长。1982.7-1986.7山东工业大学电厂热能动力工程专业读大学本科，获工学学士学位；1986.7-1989.7攻读山东工业大学工程热物理专业硕士研究生，获工学硕士学位；1995.3－1999.3攻读东南大学热能工程专业博士研究生，获工学博士学位。1989年7月留校任教， 1999年11月破格晋升为教授。
山东大学能源动力与工程学院博士生导师孙奉仲教授（图）
山东大学能源动力与工程学院 博士生导师 孙奉仲 动力工程
2013/5/30
孙奉仲，教授，博士生导师。1962年4月出生于山东郓城。1982年7月本科毕业于山东工学院电厂热能动力专业，硕士毕业于山东工业大学工程热物理专业，博士毕业于西安交通大学动力工程及工程热物理专业。
哈尔滨工程大学核科学与技术学院硕士生导师王俊玲副教授
哈尔滨工程大学核科学与技术学院 硕士生导师 副教授 核动力装置
2012/4/20
王俊玲，女，副教授，1968年3月出生。研究方向：核动力装置性能与设备。研究领域包括核反应堆控制、故障检测、核动力系统控制，复杂系统和非线性系统的控制理论与应用，撰写了一本学术专著，在国内外期刊和国际会议上发表了37篇学术论文，其中SCI检索6篇，EI检索31篇。共指导硕士研究生6人，其中3人已毕业。
层次贝叶斯法在补水泵故障数据处理中的应用
数据处理 补水泵 可修设备 层次贝叶斯模型
2010/9/6
在不区分不同补水泵故障数据的情况下，应用多个可修设备的数据处理方法进行了补水泵可靠性参数的计算，得到了补水泵可靠性参数估计值；在区分不同补水泵故障数据的情况下，建立了用于其可靠性分析的层次贝叶斯模型，并用WinBUGS软件对其进行了求解计算。最后，对计算结果进行了分析。
研究了将布尔代数与模糊逻辑相结合进行核动力系统技术状态评估的方法。在已有研究成果的基础上，基于核动力系统串、并联单元输出的布尔表达式推导，结合模糊逻辑，建立了一种普适的核动力系统状态评估模型，实例应用表明该方法能够量化设备的部分失效对系统技术状态的影响，分析结果可为系统的使用与维修决策提供参考。
为评价含H2S天然气井潜在事故对其附近核电厂主控室可居留性的可能影响，假定了含H2S天然气井潜在的最大可信事故及其源项，保守选取污染气象条件，利用核电厂主控室可居留性毒性极限浓度阈值来初步评价含H2S天然气井外部人为事件对核电厂安全运行的潜在不利影响。工程实例计算结果表明，这种方法可供核电厂选址阶段外部人为事件初步评价参考。