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法国马库尔(Marcoule)反应堆G-2是为生产钚而建造的。1955年9月开始动工,1958年7月21日开始运转,1959年4月开始发电,反应堆的热功率为20.5万瓩。有四个热交换器产生蒸气,每个反应堆的总电功率为2.7万瓩,为了不使反应堆的锅炉发生损漏的事故,因此设计时曾考虑到保
金属腐蚀首先是从金属表面开始发生的,金属与介质反应生成腐蚀膜,而这层膜的物理性能,例如:膜的厚度、孔隙度等,膜与基体金属的附着力,膜在介质中的化学稳定性等等都决定了金属材料的耐蚀性。因而,对金属腐蚀的研究很大部分工作就转成了对这一层膜的分析,换言之,分析金属腐蚀膜一直是腐蚀研究工作中的重要方面。对于反应堆材料在反应堆介质中的腐蚀研究也是如此。膜的分析包括膜的成份、结构、厚度、孔隙度、硬度……等...
本文介绍了反应堆功率自动调节系统的设计及初步实验结果。
一、设计动力反应堆时,为了充分利用燃料,提高比功率,希望展平堆内功率分布,特别是在沸水堆中,由于汽泡的影响造成了通量分布的畸变,通量峰值被压向下方,热量主要产生在非沸腾区,而非沸腾区放热传力比沸腾区为小,所以我们需要将轴向通量展平,使更多热量产生在沸腾区,这样燃料就可以得到合理的利用。
反应堆稳定性分析      稳定性  反应堆       2008/12/22
反应堆稳定性問題是反应堆动态理論中重要問題之一。設計反应堆时,通常总是使得反应堆具有固有的稳定性。以便当受到扰动以后,反应堆参数能自动恢复平衡。此时外部控制系統的任务就可能減到最輕,仅用于补偿长期的反应率变化(例如燃耗、中毒等)或者在起动过程等情况下起作用。影响反应堆稳定性的物理因素是多种多样的,象温度、压力、毒素、緩发中子、放射性衰变热量、結构特性、机械和水力效应等。具有負反应率温度系数的反...
正电子湮没线形参数测量和寿命测量对A50 8cl.3钢中位错密度反映是灵敏的。当疲劳损伤N/Nf≤ 10 % ,被测数据与损伤量有较好的对应关系。 5MHz和 15MHz超声衰减常数测量结果与上述情况类似。为验证无损检测结果 ,进行了TEM观测。
PASC-1是将AMPX-Ⅱ/SCALE-3中的某些IBM版本群常数处理模块改成CDC版,经过若干修改后,与一维S_N程序ANISN、二维S_N程序DOT3.5及1—3维扩散程序CITATION相连接的程序系统。它是1988年中国核数据中心与荷兰能源研究中心ECN的科研人员共同合作,在ECN的CYBER170/855机上建立的。1989年,PASC-1被移植到北京原子能院CDC-CYBER-17...
应用振动监测技术,通过参数分析、信号分析及谱分析,对反应堆一循环在役主泵的故障进行了分析诊断。诊断结果与解体结果完全一致。
最近在维也纳召开的国际原子能事业局坐谈会上,讨论了新的反应堆概念。这些概念将表明建立全新的反应堆是正确的。来自二十一个国家和两个国际组织的将近二百名代表,对有关动力反应堆实验的问题进行了讨论。
建造在爱达荷-福耳斯的热功率为40兆瓦的实验性有机反应堆(EOCR)已完成全部工程的75%。调计,此座反应堆将不会在1962年年底以前达到临界状态。装置的设计工作是由菲利普斯石油公司(Phillips Petroleum Co.)和原子国际公司(AtomicInternational)共同完成的。建造此座反应堆的目的是为了积累有机系统的运转经验。它将装备有五个
美国原子能委员会对电功率为30万瓩小时带有机载热剂反应堆的发电站进行了研究,指出象这样的发电站所生产的电能每瓩小时的成本为0.7—0.8分(美金)。这一研究证明了在生产较经济的核动力方面,带有机载热剂反应堆的潜力。研究的结果,建议实现设计带有机载热剂反应堆的6年计划,包括建造具有有机载热剂的材料试验堆和原
日本年内建成的新反应堆      反应堆  日本       2008/12/22
今年日本计划有三个反应堆和四个临界装置投入运转。 东海村原子能研究所(茨城县)建造的热功率10000瓩的JRR-111反应堆即将完工。反应堆以天然铀作燃料,重水作减速剂。这是第一个日本自己制造的反应堆。装入的第一批燃料用进口的天然铀,以后计划用日本铀矿石所生产的铀。 预计今年内,热功率30—100瓩、从浓缩铀作燃
法国目前在国内正建造(或正在准备建造)五个动力反应堆,其总电功率为1000兆瓦。“法国电力”企业正在劳林河流域建造三个反应堆:EDF-1,EDF-2和EDF-3。 EDF-1反应堆的钢壳已焊接成,并在35个大气
为工业调节对象选择合适的调节装置以及确定调节器的最佳整定参数,是自动调节理论的重要任务之一。扩充幅相特性在普通热工过程自动调节系统的整定中已得到了极有成效的应用。本文以计算反应堆控制棒最佳移动速度为例。介绍扩充幅相特性在反应堆功率自动高节系统整定中应用的可能性。
美国阿贡国立实验室的脉冲反应堆试验装置(简称Treat)已于1959年2月23日达到临界,已能安全地产生很大的脉冲热中子流。最大积分中子通量超过10~(15)中子/平方厘米,可以用来研究快中子堆的燃料元件,直到这些元件的熔点。 堆芯的熔化说明快中子堆的安全性还有许多未知因素,脉冲反应堆试验装置对探索这些未知因素

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