搜索结果: 91-105 共查到“核探测技术与核电子学”相关记录503条 . 查询时间(0.385 秒)
复旦大学核辐射探测与测量方法课件 射线和物质的相互作用
复旦大学 核辐射探测与测量方法 课件 射线和物质的相互作用
2020/12/23
复旦大学核辐射探测与测量方法课件 射线和物质的相互作用。
复旦大学核辐射探测与测量方法课件 绪论与放射性测量中的统计学基础。
面向暗物质直接探测的原型液氩探测器读出电子学系统设计
读出电子学 数据采集 液氩 暗物质
2020/12/20
针对面向暗物质直接探测的t级原型液氩探测器的信号读出需求,本文设计了1套基于高速、高精度波形数字化技术及PXI Express高速仪器总线技术的读出电子学系统。该系统采用多个波形数字化模块和1个全局触发模块,实现单机箱40路光电倍增管信号的同步采集。系统具有很好的灵活性和可扩展性,通过将多个机箱的触发模块级联可进一步将系统规模扩展至数百通道。该系统研制完成后,配合1个10 kg级的小型液氩探测器开...
以用于RnR模型验证的气溶胶再悬浮试验的设计参数及条件为基础,利用GASFLOW程序构建分析模型进行模拟计算,并与RnR模型的计算结果和试验数据进行对比。研究结果表明:在发生再悬浮的主要阶段,GASFLOW能较好地模拟气溶胶再悬浮行为;在较低气流速度的条件下,RnR模型分析结果更接近试验数据;在较高气流速度的条件下,GASFLOW再悬浮模型分析得出的结果更加保守。为提升计算结果的准确性,建议加入对...
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...
阻氚用Fe-Al渗铝层表面稳态相Al2O3膜生长机理研究
阻氚涂层 Al2O3膜 α-Al2O3 稳态相
2020/12/20
为阐释Fe-Al渗铝层表面暂态相Al2O3膜向稳态相α-Al2O3膜的转变机理,探索稳态相α-Al2O3膜制备的氧化工艺参数范围,采用掠入射角X射线衍射仪、辉光放电光谱仪、聚焦离子束、透射电镜等,结合热重分析对CLAM钢基体Fe-Al渗铝层在940~980 ℃、1 Pa~20 kPa参数下的氧化生长行为进行了深入表征与机理分析。研究结果表明,在1 Pa~20 kPa氧分压范围内Al2O3膜生长初期...
地面模拟空间电子环境束流均匀化设计
空间电子环境 束流均匀化 聚焦六极磁铁 光路设计
2020/12/15
由我国主导编制的第二项核电领域国际标准正式发布(图)
第二项 核电领域 国际标准 发布
2020/12/4
2020年12月1日,从国际标准化组织(ISO)中央秘书处得知,由秦山核电与中核战略规划研究总院核工业标准化研究所主导编制的ISO 23467:2020《核电厂冰塞冷冻隔离技术导则》正式发布。该标准是我国主导制定并成功发布的第二项核电领域国际标准,也是我国在ISO制定的第二项核能领域国际标准。
2020年11月26日上午,来自全国的80余位核能行业“大咖”相聚深圳,出席核电运维技术暨备件自主化创新产业联盟成立大会。联盟作了《关于核电运维和备件自主化创新需求与发展展望》的报告。中广核核电运营有限公司(以下简称“中广核运营公司”)作为联盟发起方,被推选为联盟首届理事长单位,并分别与武汉大学、中国石化石油化工科学研究院和东方电机有限公司等10家单位签署了专项合作协议。
田湾核电6号机组热试正式启动(图)
田湾核电 6号机组 热试 启动
2020/11/30
2020年11月28日,随着三台主泵启泵,主系统温度上涨,田湾核电6号机组热态功能试验(简称“热试”)正式开始,标志着田湾核电三期工程又向前迈出了关键一步。
本文基于高阶切比雪夫有理近似方法(CRAM)研制了点燃耗程序ICRAM,并内耦合于蒙特卡罗输运程序OpenMC,形成了一套燃耗计算分析程序OPICE。与传统部分分式分解(PFD)形式的CRAM相比,高阶不完全局部分解(IPF)形式的CRAM具有数值稳定性好、计算精度高和步长包容性更好等特点,满足高保真燃耗计算发展的需求。为提高耦合计算精度,OPICE采用了预估-校正和子步法两种耦合策略,支持纯衰变...
基于蒙特卡罗方法事故进程分析的CPR1000全厂断电事故PSA
核电厂 概率安全分析 蒙特卡罗方法 全厂断电
2020/11/20
本文对CPR1000核电厂全厂断电事故下可能出现的事故序列的进程建立数学模型,使用蒙特卡罗方法,编写程序计算了每种事故进程中交流电源及时恢复的可能性。根据计算结果对全厂断电事故进行了概率安全分析(PSA)。结果表明,使用蒙特卡罗方法对全厂断电事故进程进行动态分析,可使PSA更贴近核电厂实际情况,有利于更好地认知核电厂整体风险和全厂断电风险。
对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟...
斯洛伐克、捷克各有1台核电机组完成增容(图)
斯洛伐克 捷克 核电机组 增容
2020/11/20
2020年11月4日,斯洛伐克电力公司(SlovenskeElektrarne)表示,莫霍夫采(Mochovce)核电厂2号机组(VVER 440/V-21)已完成现代化改造,机组装机容量由470 MWe增至500 MWe以上,增幅约7%。此次增容主要得益于更换了两台汽轮机,以及堆芯外其他区域的改进措施。此外,作为现代化改造项目的一部分,该机组汽轮机油调节系统和汽水分离器也已更换。
英美两国公司合作开发小型模块堆(图)
英美 公司合作 小型模块堆
2020/11/16
英国罗尔斯-罗伊斯公司和美国爱克斯龙电力公司签署了一份谅解备忘录,就在英国和国际上应用英国小型模块堆进行合作。与此同时,罗尔斯-罗伊斯公司还与捷克签署了一项谅解备忘录,探索在捷克应用小型模块堆的可能性。