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CNP1000反应堆出口管缝隙漏流试验研究。
CNP1000反应堆围板旁漏流特性实验研究。
CNP1000反应堆下空腔交混及压降试验研究。
SPERT-Ⅲ反应堆的起动      起动  反应堆  SPERT-Ⅲ       2008/12/23
1958年12月美国国立爱达荷反应堆试验站的特殊动力试验堆SPERT-Ⅲ开动了,SPERT型反应堆共有三个,SPERT-Ⅲ是其中之一,这类反应堆是美国原子能委员会的安全研究计划以内的试验性反应堆反应堆SPERT-Ⅰ已在1955年投入运行,专门用来研究非均匀加浓铀水堆可能发生的事故,SPERT-Ⅰ反应堆在运行中有极尖锐的功率峰,颠值功率可高达280万瓩,但是这样高的功率所维持的
美国德雷斯顿核动力厂控制棒移动的困难,现在已经得到了解决。原子能委员会的检查者已建议动力厂在10瓩热功率下运行。 动力厂是在移动一根控制棒失败之后,在1960年11月15日停顿的。据报导,移动控制棒的困难是由于移动管使用的17-4 PH不锈钢遭到应力腐蚀
活性区重水水位系研究性重水反应堆的重要技术参数,要求随时对其进行精确监测。原探针式水位计系统由于其探头不耐辐照,以及探针与水面接触电阻不稳定,故使用寿命短、检修量大,直接影响堆的安全运行。研制了一套基于称重原理的沉子式水位计。其一次仪表仅为一铝饼,不存在辐照与电接触问题,从根本上克服了上述弊病。沉子式系统的灵敏度与铝饼直径平方成正比,其误差与直径平方成反比,基本误差与被测高度无关。当沉子直径为5...
以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。
随着核能工业的发展,从核反应堆排放到环境中去的氚量将逐年增加。在烟囱流出物中监测氚浓度的瞬时变化是控制事故排放或非计划排放的一项措施。就技术的发展来看,目前使用的各种氚连续监测仪仍有待进一步完善。我们于1982年试制成一台氚水蒸气浓度连续监测装置。以后又将整套设备安装在原子能科学研究院实验性重水反应堆的通
在多维反应堆计算中,粗网格再平衡方法是一种非线性加速技巧。本文首先引入粗网格再平衡函数的概念,简单介绍在实际应用中的具体再平衡函数。然后叙述粗网格再平衡方法在中子扩散方程和中子迁移方程中的应用。最后介绍粗网格法的推广及其有效性的简单分析。
子能工业发展协会在它的年度报告中提到,协会对ALPHA和BETA两项设计的初步综合审查已完成了. 关于ALPHA计计的报告中叙述一艘装备了一个美国型压力水反应堆的核油船的设计(排水量为
美国德累斯顿原子能电站位于芝加哥西南50哩,位于干卡基(Kankakee)和布莱因(Des Plaines)河的汇合处广约960英亩的地方。该电站所占的面积约1哩宽,1.5哩长。电站已于1959年10月15日开始运转,它是美国目前最大的原子能动力站,也是第一个大型沸水堆电站,反应堆是采用强制式
基于国外有关冷中子源方面的资料 ,分析了近几年来国外冷中子源技术的应用与发展概况 ,并从技术上对采用不同慢化剂材料、制冷循环模式及冷却方法的系统进行分析与比较 ,指出了不同系统各自的优缺点。根据实际经验 ,归纳出建设冷中子源系统需解决的关键技术和问题 ,为我国下一步
动力反应堆的评述      评述  动力反应堆       2008/12/22
本文根据两次日内瓦会议的报告及其他一些公开发表的材料,阐述了各种动力反应堆的一般构造、性能、特点、优缺点、发展前途以及目前建造这些反应堆的可能。接着讨论了目前世界各国比较重视的五种堆型。通过对比,列举和分析了五种堆型的效率、电价、功率密度及装载量等参数,井探讨这些堆型的安全性、材料问题及技术条件。最后本文作者指出,在目前的条件,尚难于对各种堆型的发展前途作结论。
本文叙述反应堆设计和分析中起重要作用的二维中子扩散计算方法。综合多年来的工作,我们采用最一般形式的边界条件,对求解区域内部及边界用统一的方法建立有限差分方程,然后用谢尔登(J.W.Sheldon)提出的MSOR方法求解差分方程组,并与通常的SOR方法进行了比较。
法国将建世界上首个实验型热核反应堆

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