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铀溶液临界装置充装大量液体,抗震分析采用简捷有效的附加质量法处理液动压力的关键问题。容器高架夹套、质量分布上重下轻以及连接松脱的结构特点导致系统抗震能力较差。对此,通过对交叉加固和平板约束方案的对比分析,最终采用在装置上部增加约束的方法极大提高了系统抗震能力,使装置抗震性能满足了有关要求,并为设计提供了可行的结构优化方案。
基于模块式高温气冷堆先进技术和超临界蒸汽动力循环先进技术,研究了高温气冷堆模块与超临界蒸汽动力循环耦合配置方案。结合超临界热力循环理论及模块化高温气冷堆的特性,研究了超临界热力循环方案及相应的循环参数。针对标准一次再热循环,研究了反应堆模块与汽轮机组匹配模式;计算了循环可能达到的效率,并与先进压水堆效率进行了比较。结果表明:模块化高温气冷堆超临界循环效率比压水堆电厂约高30%。本研究结果可作为高温...
对RELAP5程序临界流模型的评价。
基于已有的棒束临界热流密度数据库,采用COBRA-Ⅳ程序计算得到子通道局部临界热流密度数据库。用人工神经网络(ANN)理论对数据库进行训练,得到基于ANN理论的棒束临界热流密度预测模型。预测模型的预测精度显著高于常用经验关系式的预测精度,其预测值的均方差为5.63%。
在液钠沸腾试验回路上研究了入口过冷度、质量流量、系统压力和液钠两相流动不稳定性对液态钠临界热流密度 (CHF)的影响机理 ,并获得了液钠沸腾CHF的预测公式。
用灰色系统理论对在两台液钠沸腾实验回路上测得的实验数据进行了钠沸腾临界热流密度(CHF)值影响因素的灰色相关分析 ,并用GM(1,1)模型对CHF进行预测 ,选用GM (1,h)模型对CHF进行了建模。计算及预测结果与实验值符合较好
在利用解析方法求解反应堆的临界大小时,一般是用条件分离变量法,利用逐步近似来求得的。利用这个方法求解长方体堆时,显得特别繁琐。本文提出了利用图解法来解决三维问题,这使得计算大大的简化。
β)和有温度反馈时的反应堆超瞬发临界变化过程进行研究。求得任意初始功率条件下反应堆反应性与功率的变化规律,并分析、讨论了输入反应性与初始功率大小对瞬发超临界变化过程的影响,给出一些有益的新结果,可为反应堆安全分析和运行管理提供重要的理论依据。
在Henry模型的基础上,作了一系列改进并对摩擦进行了修正,得到一均匀非平衡模型。该模型比Henry模型计算范围广,可计算初始饱和、欠热液体及进口含汽量不为零的直边入口、直通道、L/D>12的临界流。
从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势...
采用计算流体力学软件CFX对超临界水冷堆主容器出口管的温度分布进行数值分析。研究提出在出口管与主容器之间设计一隔热套管,以避免出口管与主容器直接连接,从而降低主容器与出口管相连接处的温度梯度,提高反应堆的安全性。研究结果表明:隔热套管的几何参数,如直径和长度,对隔热套管与出口管相连接处的温度梯度有一定影响。
介绍了用于模块式高温气冷堆的超临界蒸汽发生器的设计参数,给出了传热管束的螺旋管结构设计方案和结构尺寸,并分析了其在超临界压力下的传热特性。经过热工水力分析计算,证明能够满足传热和水动力要求,且在设计工况下,不会发生传热恶化。
聚变次临界堆双冷嬗变包层液态锂铅失流事故数值模拟。
南斯拉夫博利斯基里奇原子核科学研究所有8个人由于零功率反应堆超临界事故而遭到了超允许剂量照射。6个人送到巴黎去治疗,其中一个死亡,5个已经恢复健康回到南斯拉夫.他们病变部分的治疗是成功地使用了骨髓移植法。
本文讨论了系统反应性变化率A<10~(-3)秒~(-1)),反应性ρ(t)≤0.85β时,事故功率的近似计算以及在冷却条件下功率反馈效应的计算等问题。通过几个计算例子给出了这类事故发生后的事态进程。

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