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搜索结果: 1-15 共查到核动力工程技术 反应堆相关记录33条 . 查询时间(0.04 秒)
2024年3月20日,韩国科学与信息通信技术部(MSIT)与8家韩企签署关于合作开发下一代反应堆的谅解备忘录。
当地时间16日早些时候,欧洲最大核电机组芬兰奥尔基卢奥托岛核电站3号反应堆正式投入日常运营。据路透社报道,这座核反应堆装机容量为1600兆瓦,是芬兰40多年来首次运营的新核电机组,也是欧洲16年来投入运营的首个核电机组。美国核学会网站资料显示,按装机容量,奥尔基卢奥托岛核电站3号反应堆为欧洲最大。这座核反应堆2005年开工建设,最初计划2009年投入运营。受多项技术问题困扰,机组延迟交付。
来自法国的科学家使用 μ 子成像技术对核反应堆进行了 3D 重建。研究人员表示,这项技术是第一次以这种方式使用,可以扩展到对其他大型物体进行非破坏性成像。
俄罗斯重新启动了其 Ruslan 反应堆,该反应堆最初于 1979 年在 Ozersk 的 Mayak 生产协会启动。Ruslan 具有独特的中子物理特性,在世界任何地方都没有类似物。在完成其 30 年的设计寿命后,Ruslan 于 2011 年 10 月关闭以进行现代化改造。这需要大量的建设工作、设备更换和重要安全系统的升级。
反应堆是核电站的心脏,它的工作原理是原子由、原子核 、与核外 、电子、 组成。当铀-235 的原子核受到外来中子轰击时,一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核,同时放出2-3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀-235原子核,就会引起新的裂变。
根据德国的核电淘汰政策,布罗克多夫(Brokdorf)、格罗恩德(Grohnde)和贡德雷明根C(Gundremingen C)核电厂于2021年12月31日永久关闭。这一举措使仍在运行的反应堆降至三座,剩下这三座预计将于2022年底关闭。
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...
近日,小型反应堆配套使用的小型化DCS(分布式控制系统)平台——ECS-700neo通过系统测试并正式发布。该系统由中国原子能科学研究院联合浙江中控技术股份有限公司联合设计研发,所有软硬件完全自主可控,标志着反应堆用小型化DCS设计和研发取得重要突破,为后续型号的设计和应用奠定了基础。
集约式反应堆数字工厂设计技术,是面向核电工程应用、支撑数据级核电工程项目高质量发展的系统工程。该技术基于生态级反应堆数字工程设计技术、设计系统和设计流程的集成设计和融合应用,以规则及数据驱动机制为核心,结合统一自洽的设计体系、编码体系和工程材料数据库,以及严谨规范的设计流程,开展全专业多维度协同设计,实现系统设计与数字工厂布置方案的高精度模拟和方案验证,为核电项目工程设计、施工建造和运行维护,提供...
开展动态故障树(DynamicFaultTree,DFT)在反应堆保护系统(ReactorProtectionSystem,RPS)可靠性评估中的应用研究,建立RPS动态故障树模型,采用动态二叉树法对RPS失效概率进行定量分析,使用拉丁超立方抽样对RPS失效概率的不确定性进行数值仿真,获得RPS置信度为95%的失效概率区间及各部件的敏感度,并在相同条件下与传统静态故障树方法进行对比。案例分析结果表...
2021年7月2日22时28分,华龙一号批量化建设工程——中核集团福建漳州核电1号机组反应堆厂房内部结构+16.5米平台混凝土浇筑完成。至此,漳州核电工程1号机组取得了施工关键路径上的重要进展,为后续安装工作腾挪了较大的空间。
2021年5月28日,由上海交通大学牵头的国家重点研发计划“核安全与先进核能技术”重点专项“小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源”项目启动会暨实施方案论证会召开。科技部高技术研究发展中心项目主管张长亮,上海交通大学前沿创新研究院院长孙丽珍、机械与动力工程学院党委书记杜朝辉,项目专家组、项目组成员等30余人参加了会议。启动会由机械与动力工程学院副院长盛鑫军主持。
2021年3月22日,俄罗斯列宁格勒核电站第二座VVER-1200反应堆开始商业运行,也是俄罗斯第四座投入运行的VVER-1200反应堆。目前,俄罗斯核电机组总数达到38个。
2020年11月12日,美国能源部宣布将授予约1400万美元用于在明尼苏达州的普雷里岛核电站建造一座氢能生产设施。这个项目是美国能源部利用核能战略的一部分。该设施将由爱达荷国家实验室和Xcel能源公司共同设计建造。
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9 0...

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