搜索结果: 151-165 共查到“核科学技术 反应堆”相关记录359条 . 查询时间(0.035 秒)
反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论
反应堆 管道 安装 质量
2009/9/30
反应堆中管道种类繁多，布置复杂，安装难度大。本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论，主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验，预判安装中可能发生的问题，并提出了应采取的处理措施。
基于剂量监测的船用反应堆破损燃料元件燃耗分析
船用反应堆 燃料元件 活度 燃耗
2009/8/14
分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中134Cs、137Cs的放射性活度与破损燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度之间的关系，同时也分析了燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式，为进一步定位破损元件提供理论依据。
加拿大同位素生产核反应堆将于明春复产
加拿大 同位素生产核反应堆
2009/8/14
据加拿大当地媒体2009年8月13日报道，因发生重水泄漏而在5月份关闭的安大略省乔克里弗核反应堆将在2010年春季恢复生产。
美太空核反应堆研究获系列进展
美太空核反应堆 研究
2009/8/9
美国媒体2009年8月7日报道，国家航空航天局在研发太空核反应堆上取得一系列进展，这种新型核反应堆体积与普通垃圾桶相当，产生的能量可供未来月球或火星基地使用。
多群蒙特卡罗方法在反应堆屏蔽设计中的应用
多群蒙特卡罗 MCNP程序 离散角近似 等概率阶梯函数
2009/7/3
针对清华大学10 MW高温气冷堆模型进行MCNP程序的多群计算，多群数据库由DCL-75/BUGLE-80 库经适当处理得到，使用离散角近似和等概率阶梯函数法逼近实际角分布。计算结果与二维SN程序DOT的计算结果进行了比较，两者较为一致。
国际热核实验反应堆2018年投入运转
国际热核实验反应堆 2018年
2009/6/23
据美国物理学家组织网报道，“国际热核实验反应堆”(ITER)委员会表示，核聚变试验性反应堆将于2018年在法国南部投入运转。在日本举行的一场会议之后，“国际热核实验反应堆”委员会发表公报称，国际热核实验反应堆将于2026年全部投入运转。
首台国产百万千瓦级反应堆压力容器制造成功
首台 百万千瓦级反应堆压力容器 制造
2009/6/17
6月15日，我国首台国产百万千瓦级反应堆压力容器——岭澳二期项目4#机组反应堆压力容器在广州制造成功并顺利发运。业内人士称，这代表我国核电关键设备国产化取得重大突破。
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
2009/5/19
本文以百万千瓦级核电站（CNP1000）反应堆压力容器为例，分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容，选择反应堆压力容器具有代表性的部位，论证了60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。
反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
反应堆压力容器 蒸汽发生器 不符合项
2009/5/19
在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中，经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处，即产生不符合项。经分析验证后可知，其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式，同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。
反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
缺陷 反应堆压力容器 断裂力学
2009/5/19
某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹，损伤最深处约为1.27mm。本文采用ANSYS程序，依据相应规范，对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。
核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
2009/5/19
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发，论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度，全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例，给出老化管理大纲的工程应用实例。
CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析
压力容器 有限元分析 应力分析
2009/5/19
本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障，因此，要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核。通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型，计算压力容器在设计工况以及试验工况下，在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度，并严格参照规范标准RCC-MB篇规定的各种工况下的应力准则，对压力容器进行强度评定。评定的结果表明，压力容器在计算的几类工况下，均符合...
承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响
反应堆压力容器 弹塑性 辐照
2009/5/19
介绍了承压热冲击（PTS）分析的背景和研究现状，阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器（RPV）结构完整性分析方法。分析了材料性能模式（线弹性和弹塑性）和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响。