搜索结果: 241-255 共查到“核科学技术 反应堆”相关记录359条 . 查询时间(0.176 秒)
美国计划建造有机动力反应堆
有机动力反应堆 美国
2008/12/22
美国原子能委员会对电功率为30万瓩小时带有机载热剂反应堆的发电站进行了研究,指出象这样的发电站所生产的电能每瓩小时的成本为0.7—0.8分(美金)。这一研究证明了在生产较经济的核动力方面,带有机载热剂反应堆的潜力。研究的结果,建议实现设计带有机载热剂反应堆的6年计划,包括建造具有有机载热剂的材料试验堆和原
美国三个反应堆达到临界
临界 反应堆 美国
2008/12/22
最近美国有三个反应堆先后达到临界:LAMPRE-1(罗斯阿拉莫斯熔融钚试验堆-1)为4月3日;ML-1(可移动低功率核动力站-1)为3月30日;Snap-2发展系统(S2DS)反应堆为4月4日。 LAMPRE-1是作为罗斯阿拉莫斯实验室发展和试验快中子增殖反应堆计划项目之一而建造的,堆
模糊神经技术在反应堆安全研究中的应用
核反应 模糊神经技术 网络
2008/12/22
概要介绍了模糊神经网络技术 ,并对其在核电厂的负荷跟踪、功率分布控制、运行状况及运行参数的虚拟测量、故障诊断及瞬态识别以及核燃料的质量检查等方面的应用情况进行了综述。模糊神经网络技术在核电厂中的应用大大提高了反应堆运行的安全性和可靠性 ,展现了良好的推广应用前景
强隐式过程SIP在反应堆中子扩散计算中的应用
中子扩散 反应堆 SIP 强隐式过程
2008/12/22
本文叙述在反应堆设计计算中所使用的强隐式过程SIP的推导以及在计算机上的实现,得出SIP在扩散计算中的一些结论。
乔治反应堆——用来进行动力辐照试验的新装置
动力辐照试 乔治反应堆
2008/12/22
一个新的试验性反应堆装置已在乔治州道森维耳地方附近的乔治原子核实验室内建成,这个装置的特点是能在类似于飞行中的原子飞机的条件下,对所有的组件和系统进行动力试验。
氢化锆固态零功率反应堆的物理计算
零功率反应堆 物理计算 扩散程序 实验测量
2008/12/22
采用ＣＩＴＡＴＩＯＮ扩散程序，利用１２３群的ＳＣＡＬＥ－４５通用截面库计算氢化锆固态零功率反应堆的Ｋ＿（ｅｆｆ）、ι、β＿（ｅｆｆ）以及控制棒和安全棒的价值。将Ｋ＿（ｅｆｆ）、控制棒和安全棒的价值与实验测量值予以比较，两者符合较好。
氢化锆零功率反应堆实验装置
实验装置 反应堆 氢化锆
2008/12/22
本文介绍的零功率反应堆实验装置,活性区以氧化铀为燃料元件,以氢化锆,或氢化锆和水混合作慢化剂;其操纵保护系统充分考虑了零功率堆的特点,采用微型电机制成驱动机构,既安全可靠,又小巧轻便。
清华5MW低温核供热站反应堆物理启动监督检查及其结论
倍增周期 临界外推 临界棒栅 反应性
2008/12/22
一、前言 根据《中华人民共和国民用核设施监督管理条例》及其实施细则的规定,国家核安全局决定对清华5 MW低温核供热站试车、反应堆装料、临界、低功率试验和功率试验进行监督检查,并委托北京核安全审评中心组织检查组实施检查。我们参加了核供热站整个调试启动的监督检查工作。反应堆物理启动监督检查是其中一个检查项目。
日本科学家作反应堆的地震试验
地震试验 反应堆 日本科学家
2008/12/22
英国为日本建造一座原子能动力站,提出了安装一座气冷石墨减速反应堆的方案。在方案确定前,日本科学家们对在地震的情况下石墨活性区稳定性的测定进行了多次试验。这些试验是在一个特殊构造的震动台上进行的,所用的石墨块相当于英国卡德霍尔反应堆所用的三分之一。 在一个石墨减速剂反应堆的活性区中,铺有许
日本年内建成的新反应堆
反应堆 日本
2008/12/22
今年日本计划有三个反应堆和四个临界装置投入运转。 东海村原子能研究所(茨城县)建造的热功率10000瓩的JRR-111反应堆即将完工。反应堆以天然铀作燃料,重水作减速剂。这是第一个日本自己制造的反应堆。装入的第一批燃料用进口的天然铀,以后计划用日本铀矿石所生产的铀。 预计今年内,热功率30—100瓩、从浓缩铀作燃
日本需要材料试验反应堆
反应堆 材料试验 日本
2008/12/22
日本原子能委员会特别委员会发表的论述材料试验反应堆的报告说,日本应该开始采取步骤,筹建一个到1966年即可投入运转的材料试验反应堆。 报告指出,日本现有的和正在建造的设备,都不能满足将来在辐照方面的需要。为了摆脱对外国的
数字化的核反应堆物理启动系统的研制和应用
核反应堆 物理启动 数字化
2008/12/22
介绍了数字化物理启动系统的构成和基本工作原理 ,及其在 1 0MW高温气冷实验堆物理启动试验过程中的首次成功运用。实践证明 :该系统不但运行可靠 ,计算迅速准确 ,减轻了人员劳动强度 ,且与同类模拟系统相比 ,具有实时监测显示、试验结果透明度高的特点。
美国国立阿贡实验室对建造核过热蒸汽快中子和热中子双区反应堆装置的可能性的研究表明,这样的系统是完全能够实现的。该装置可以用普通水
田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析
数字化反应堆保护系统 故障模式 后果分析 核电厂
2008/12/22
从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。