搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 临界”相关记录106条 . 查询时间(0.163 秒)
斯洛伐克莫霍夫采3号机组首次临界（图）
斯洛伐克 莫霍夫采 3号机组 首次临界
2022/10/26
近日，斯洛伐克电力公司宣布，莫霍夫采（Mochovce）核电厂3号机组于2022年10月22日达到最低控制输出功率运行，即首次临界。
超临界水氧化处理核电厂润滑油的实验研究
超临界水氧化 VG32润滑油 COD去除率 反应动力学
2021/12/23
放射性废油主要来自核电厂主泵、汽轮机等设备的运行维护，是一种典型的放射性有机废液。由于没有适宜的处理技术，只能进行贮存，长期贮存具有泄漏和着火的安全隐患。为解决放射性废油的处理难题，开展了超临界水氧化处理核电厂润滑油的实验研究。考察了不同反应温度、反应时间、过氧系数对VG32润滑油COD（ChemicalOxygenDemand)去除率的影响。实验结果表明：最佳的反应温度为550℃、反应时间为80...
本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析...
国家科技重大专项华能石岛湾高温气冷堆成功临界（图）
华能石岛湾高温气冷堆 临界状态 零功率物理试验
2021/10/19
2021年9月12日9时35分，国家科技重大专项——华能石岛湾高温气冷堆核电站示范工程1号反应堆首次达到临界状态，机组正式开启带核功率运行。这是示范工程继今年完成双堆冷试、双堆热试、首次装料后取得的又一重大进展，向着年内并网发电目标再度迈进。山东省委副书记、省长李干杰，中国华能党组书记、董事长、中国工程院院士舒印彪，清华大学党委书记陈旭，中国科学院院士、清华大学原校长王大中，国家能源局党组成员余兵...
反应堆压力容器外部冷却（ERVC）是实现熔融物堆内滞留（IVR）的重要方案之一，而反应堆压力容器（RPV）外壁面的临界热流密度（CHF）决定了ERVC冷却能力的限值。为此建立小型CHF试验装置，并采用RPV用SA508钢制作试验块加热表面。以去离子水为试验工质，开展池沸腾下朝向CHF试验，研究真实RPV表面材料在不同倾角和过冷度条件下的CHF特性，及其老化效应对CHF的影响。结果表明：SA508钢...
针对商用压水堆核电站堆内熔融物滞留(IVR)策略对提高压力容器外表面沸腾换热临界热流密度(CHF)的迫切需求，本文采用冷喷涂技术在铜基体表面制备了一种由针翅凸起结构与多孔涂层相结合的毫米-微米双尺度结构表面，运用稳态池沸腾实验研究了铜光表面和针翅涂层结构表面在朝下不同倾角下的沸腾换热性能。结果表明：朝下表面的CHF随倾角的增加而增大，与铜光表面相比，针翅涂层结构表面CHF至少提高了63%，具有较好...
中国先进研究堆启动临界外推优化研究
中国先进研究堆 临界外推 曲线拟合 本底值
2020/12/15
中国先进研究堆（ChinaAdvancedResearchReactor，CARR）长时间停堆后重新启动需进行临界外推，重水光激中子既是反应堆启动中子源，也是探测器本底。外推过程中，本底使外推曲线呈“凸”状，使外推的临界棒位均大于实际临界棒位，这样的外推过程是危险的。曲线拟合的方法可以得到探测器中子本底值和反应堆临界棒位，采用拟合得到的本底值来修正外推临界棒位，使外推结果明显改善，修正的外推棒位基...
应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力转换系统研究
钠冷快堆 超临界二氧化碳 布雷顿循环 敏感度分析
2020/10/20
超临界二氧化碳（SCO2）布雷顿循环由于高效、紧凑和可避免钠水反应等特性而成为钠冷快堆的理想动力转换系统。本文以1 200 MWe大型池式钠冷快堆为系统热源，钠回路温度及热负荷为循环系统运行边界，对比研究了不同SCO2布雷顿循环系统性能和关键设备性能的变化规律。研究发现，级间冷却再压缩循环与钠冷快堆热源特性匹配性最佳，且循环效率最高（40.7%）。进而研究了不同运行参数对级间冷却再压缩循环效率的影...
核临界安全技术研究进展
核临界安全 核临界安全技术 临界安全问题 临界实验
2020/9/20
核临界安全是核科技工业特有的安全种类，是贯穿整个核燃料循环的特殊安全问题，是核事业发展的生命线。核临界安全技术是核科技工业中防止意外的中子链式裂变反应导致放射性事故的研究领域。我国核临界安全技术研究的起源与发展在中国原子能科学研究院（CIAE），中核集团核临界安全中心依托CIAE设立，经过长期的技术积累与发展形成了较完整的技术研发体系，本文将从临界实验、临界监测、理论分析、信息化等方面对核临界安全...
近临界压力区Post-dryout传热特性分析
近临界压力区 Post-dryout区 传热关系式
2020/9/20
由于临界热流密度后(Post-CHF)传热区气相传热特性较差，加热壁面将会面临显著的温度升高甚至会被烧毁，因此对于Post-CHF区传热特性的研究尤为重要。为对现有临界后传热模型进行评估和改进，整理出现有均匀加热竖直圆管内向上流动Post-dryout区传热数据库。基于此数据库，对近临界压力区Post-dryout传热现象进行分析，提出新的传热关系式。本文所提出的新的传热关系式对现有数据库的预测平...
印度格格拉帕尔3号机组首次临界（图）
印度格格拉帕尔 3号机组 首次 临界
2020/7/25
2020年7月22日，印度原子能部（DAE）宣布，格格拉帕尔（Kakrapar）核电厂3号机组（700 MWe，PHWR）于当日首次达到临界状态。
国家核安全局近日发布关于释放海阳核电厂2号机组第一次换料大修后反应堆首次临界控制点的通知，国核安发〔2020〕74号，详情如下：
过冷水流经通道的闪蒸临界流模型研究
两相临界流动 热力学非平衡 两流体模型 闪蒸
2019/12/20
反应堆发生失水事故时，破口处的临界流量决定着冷却水系统的装量，影响着堆芯燃料元件温度分布，对事故后果起重要作用。为了更好理解临界流动中各项参数的变化规律及机理，提出了两流体六方程临界流动模型，用来计算初始滞止状态为过冷水通过通道的临界流量。模型中既考虑了两相之间的动力学不均匀，也考虑了相间热力学不平衡。模型中引入了合适的计算闪蒸起始点位置和过热度的公式，并将汽泡增长方程与基本方程联立求解，可比较准...