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本发明的目的在于提供一种核反应堆控制棒驱动机构控制杆1Cr13厚壁管材的制备方法,采用本发明所述方法,能够制备出高强度、高韧性且完全符合核反应堆控制棒驱动机构控制杆用力学性能要求的1Cr13厚壁管材,其成品管材性能全部达到或超过了进口实物管材的性能数据。该制备方法工艺简单,生产效率高,成本低,并能够彻底摆脱该管材长期、全部依赖进口的困境。
在熔盐堆中需要设置控制棒套管,以实现控制棒在反应堆中的自由升降。石墨是理想的控制棒套管材料,但石墨强度与韧性不足,是其作为熔盐堆控制棒套管需要解决的主要问题。首先,在真空环境下用先驱体溶液预浸渍碳纤维布,并将其以一定的张力缠绕在石墨管上。其次,通过先驱体浸渍裂解工艺多次循环压力浸渍、固化、碳化制备不同增密次数和缠绕层数的样品。然后,对碳纤维布增强石墨管材样品和参照样品进行力学性能测试。最后,对测试...
在反应堆事故工况下,控制棒驱动机构(CRDM)必须能快速落棒,实现安全停堆。为保证反应堆的安全,核电站对CRDM的落棒失效率提出较高的要求。本文给出了关于CRDM落棒失效率验证试验方案的设计算法及基于二分法思想的求解方法,通过与GB 5080.5—85中所给方案进行对比分析,验证了其正确性。补充了GB 5080.5—85中关于成败型产品成功率验证试验方案中定数截尾试验方案的设计算法,对于任意给定的...
在钠冷快堆中,反应堆运行时的反应性补偿和停堆安全主要由控制棒来实现。当前的钠冷快堆设计中,一般含有安全棒、补偿棒和调节棒。其中,补偿棒中10B的富集度较高,使补偿棒的燃耗较高,且发热量较大,并造成周围燃料组件功率峰因子偏大。本文提出一种分段设计方案,可用于改进上述缺点。该方案相比于传统方案,控制棒发热减小约30%,控制棒燃耗减小50%,并能有效改善周围燃料组件的功率峰因子,控制棒更换周期可提升1倍...
零功率实验装置的控制棒价值测量一般采用周期法、置换法或落棒法对刻棒实验进行简单处理。为提高刻棒效率,本文提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,采用该方法对我国首个铅铋堆零功率实验装置控制棒价值进行了测量,与补偿刻棒方式及落棒法测量结果进行了对比,并通过理论计算验证了该方法的准确性。结果表明:本文方法有效降低了空间效应对测量值的影响,控制棒价值测量结果准确可靠,可在较短时间内完成较高精度的刻棒实验,适用于...
控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备。控制棒驱动机构成本较高,如何合理确定其备件数量对于提高反应堆的可运行性具有重要意义。本文针对控制棒驱动机构,在系统连续运转时间不小于换料周期的约束条件下,提出了一种确定控制棒驱动机构备件数量的优化方法——分组备件数量优化方法,给出了总费用最少的各子系统的备件配置方案。通过随机模拟计算对分组备件数量优化方...
采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。
铪材因其具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料。在反应堆控制棒用铪材研制过程中,对化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试验研究。结果表明,铪材制造工艺合理,材料性能优良,满足控制棒材料的使用要求。
水压缸是控制棒水压驱动机构的关键部件,根据水压缸步降运动过程特点,将水压缸步降过程缸内压力变化划分为步降前卸压过程和步降降压过程两个阶段,分别建立了两个阶段压力变化理论模型。其中,步降降压过程理论模型结合水压缸步降运动学模型,又得到了水压缸步降过程动力学模型。理论模型计算结果与控制棒水压驱动机构单缸步进性能实验结果进行了对比,结果表明,在实验配重载荷工况下,理论压力变化和位移曲线很好地符合了实验...
水压缸是控制棒水压驱动机构的主要部件,水压缸的动作包括步升过程和步降过程,水压缸步降运动阻力是水压缸结构设计和步降运动分析的关键参数。对水压缸步降过程进行了理论分析,建立了步降过程动态理论模型。在此基础上,结合控制棒水压驱动机构单缸性能实验结果,得到了水压缸步降速度和步降加速度,进而推导出两种水压缸运动阻力模型。对两种阻力模型及其计算结果进行了对比,结果表明,在实验工况下,模型计算所得步降动态位...
核电站主设备控制棒驱动机构管座是通过焊接和过盈配合共同作用安装在压力容器顶盖上。这种结构大幅提高了设备的性能,为核电站的稳定运行提供了可靠保障。本文介绍过盈配合的计算原理,采用ANSYS软件的不同分析方法对过盈配合进行应力计算,并做出误差分析;较系统地总结过盈配合的计算方法及各方法的优缺点,为设备的应力分析及结构优化设计提供了依据。
为确保快中子反应堆的安全运行,提出了一种非能动性的智能触发停堆系统,完成了对该系统中的永久磁铁的设计,采用ANSYS软件对永久磁铁进行热分析并进行安全评估,验证了该系统的安全性和有效性。
本工作依据相关规范,参考当前核电厂控制棒驱动线抗震试验的先进技术,结合中国实验快堆控制棒驱动线的结构特点,对中国实验快堆安全棒驱动线进行了抗震鉴定试验研究。研究结果为其安全评审提供了重要数据。
本工作在反应堆控制棒可移动线圈电磁驱动机构工程样机实验台架上,进行了电磁铁刚度实验。获得了不同保持电流工况下的平均刚度值:3A时,平均刚度值为129N/mm;3.5A时,为136N/mm;4A时,为152N/mm;4.5A时,为168N/mm;5A时,为164N/mm,稍低于4.5A时的平均刚度值。随着保持电流的增加,平均刚度值呈现先增加尔后又下降的变化趋势。温度升高对刚度值有影响。
文章叙述了FFR实验快堆控制棒驱动机构样机的主要功能、设计准则和要求、主要技术参数,介绍了控制棒驱动机构的8个主要部件的结构和基本数据。主要部件是主驱动系统、快速释放系统、缓冲系统、抓手系统、密封系统、位置指示系统、弹性补偿装置和锁紧装置。最后叙述了整机的结构特点和设计背景。

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