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俄罗斯研究监测核反应堆散热状态新方法（图）
俄罗斯 研究监测 核反应堆散热状态 新方法
2019/11/5
俄罗斯国立核能研究大学莫斯科工程物理学院开发出一种新方法，有助于预测现代发电装置中的散热状态更替。这种方法大幅提高了发电装置的安全性，包括核反应堆的放射性区域。相关研究成果发表在《实验传热》杂志上。
华北电力大学2020年博士研究生初试高等核反应堆物理分析大纲
华北电力大学 2020年 博士研究生 初试 高等核反应堆物理分析 大纲
2019/10/11
华北电力大学2020年博士研究生初试高等核反应堆物理分析大纲。
总部位于法国巴黎的国际能源署28日发布《清洁能源系统中的核能》报告显示，截至2019年5月，全球运行中的核反应堆总计452座，分布在30多个国家，另有54座正在建设中。
第九届中韩反应堆热工水力研讨会WORTH-9（The Ninth China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics）于2019年5月15日至18日在重庆君豪大饭店隆重召开。本次会议由中国核动力研究设计院和韩国原子能研究院主办，低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室、重庆大学能源与动力工程学院承办，四川省核学会协办。会议共邀请了1...
2017年12月6日，科技部高技术研究发展中心组织专家对中国原子能科学研究院承担的国家“863”课题“核反应堆关键材料性能优化高性能数值模拟软件研发”进行了现场验收。验收专家组听取了课题负责人的汇报，查看了课题成果并观看了软件演示，审查了相关文档、资料，认为课题完成了任务书规定的各项任务，达到了考核指标要求，全票通过课题技术验收。
2017年9月4日，第十七届国际核反应堆热工水力大会在西安曲江国际会议中心开幕，来自全球35个国家的700多名核能领域的学术大咖和青年人才齐聚西安，共同研讨核能发展。大会由美国核学会、中国核学会和西安交通大学共同主办，西安交通大学校长王树国教授和美国麻省理工学院教授N. E. Todreas共同担任大会荣誉主席，西安交通大学核科学与技术学院杨保文教授担任大会技术委员会主席。在接下来的4天里，大会分...
核反应堆非保护信号停堆自动检测报警装置设计
核反应堆 非保护信号 控制棒落棒 ARM
2016/1/3
核反应堆非保护信号停堆自动检测报警装置作为反应堆保护装置的补充，用于及时有效地检测多种非保护信号引起的停堆，实现在核反应堆发生控制棒落棒故障的第一时间发出声光报警信号，提醒操纵员发现故障，并及时进行处置，从而提高核动力装置运行的安全性。本研究采用STM32系列ARM处理器,设计了某核反应堆非保护信号停堆自动检测报警装置，通过实验测试，结果表明设计方法可行。
核反应堆功率变参数控制系统控制算法研究
反应堆 功率调节系统 Matlab/Simulink
2015/12/3
基于Matlab/Simulink仿真软件，对核动力装置功率控制系统进行建模；以减少动态过程中控制棒行程和提高控制品质为目标，提出了变参数PID控制算法，通过在不同的功率水平下自适应地调整控制器参数，对反应堆功率调节系统进行优化设计；通过与核动力装置主回路热工水力模型相连接，对控制算法的控制效果进行仿真分析，结果表明该方法能够在反应堆不同功率水平下均取得较好的跟踪调节性能，可减少控制棒行程和磨损，...
基于In Touch的核反应堆控制系统人机界面设计
人机界面 组态软件（In Touch） 控制系统 窗口
2015/11/25
建立一套完整的核反应堆控制系统人机界面在核能应用领域具有重要的作用，它既可以实现操纵员与反应堆间的远程控制，又可以为反应堆操纵员提供运行支持，同时人力资源方面也可以优化，简化操纵员配置；随着计算机控制技术的不断发展，通过计算机开发人机界面进行控制系统信息交互的方式逐渐成为控制领域的主流；主要研究通过In Touch进行核反应堆控制系统的人机界面开发设计，模拟核反应堆运行过程中的参数监控、异常参数的...
AP1000核反应堆控制棒价值特性的MC模拟
AP1000 控制棒价值 MCNP 灰棒
2015/9/28
针对当前AP000堆芯采用的两类控制棒束，基于MCNP5程序建立堆芯仿真计算模型，分析了含不同硼浓度对堆芯 k eff 与硼微分价值的影响，同时对AP1000棒组价值进行模拟计算，对比分析了黑棒与灰棒插入堆芯对 k eff 的影响。
CPR1000核反应堆冷却泵电机的特殊性
核岛一回路 冷却泵驱动电机 安全性 稳定性
2014/2/13
为确保冷却泵驱动电机的安全和稳定性，对CPR1000 型核反应堆冷却剂泵的安全保护设计进行研究。结 合其主要组成及功能，阐述了驱动电机设计制造过程中的安全和稳定性能设计进行，分析了冷却泵材料、设计和工 艺上的独特性。该研究使核电机组在各类复杂工况下运行的安全性更加有保障。
西安交通大学能源与动力工程学院核反应堆热工分析课件第五章 堆芯稳态热工分析。
西安交通大学能源与动力工程学院核反应堆热工分析课件第一章 绪论。
美国首次利用超级计算机模拟核反应堆运行
美国 利用 超级计算机模拟核反应堆运行
2013/7/17
据rdmag网站2013年7月11日报道，美国能源部（DOE）先进轻水反应堆模拟仿真联盟（CASL）宣布，已经成功完成运行核反应堆的第一次全规模模拟。CASL利用超级计算机模拟核反应堆运行，帮助研究人员更好地了解反应堆的性能，这比以前的方法具有更高的可靠性，目标是提高功率、延长反应堆寿命和减少废物。
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估
核反应堆 核主泵
2009/11/3
为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到...