搜索结果: 226-240 共查到“知识库 核科学技术”相关记录5565条 . 查询时间(3.034 秒)
Co纳米线阵列的掠入射中子小角散射研究
掠入射中子小角散射 纳米线 多孔阳极氧化铝模板
2020/12/20
本文采用掠入射中子小角散射（GISANS）技术，研究了沉积在多孔阳极氧化铝（AAO）模板中的Co磁性纳米线阵列的空间结构，利用计算机软件对GISANS实验进行了理论模拟，并与扫描电子显微镜（SEM）观察的结果进行比较。结果表明，GISANS实验结果、GISANS理论模拟结果和SEM实验结果三者相吻合。纳米线直径约为60 nm，纳米线中心平均距离约为121 nm，垂直于样品表面相互平行排列，在样品平...
基于蒙特卡罗模拟的不同轴向长度不同晶体材料的PET灵敏度和散射分数研究
蒙特卡罗模拟 PET NEMA标准
2020/12/20
长轴向PET是未来PET的发展方向。本文根据NEMA NU2—2012标准利用蒙特卡罗模拟工具研究了不同轴向长度和不同晶体材料对PET灵敏度和散射分数的影响，并将模拟结果与实验结果进行了比较。结果表明，模拟结果与实验结果符合很好，验证了模拟的可靠性。灵敏度随轴向长度的增加而增加，但这种增加是非线性的，且在某一长度处变化最明显，不同的PET对应的灵敏度变化最明显的轴向长度也不同。灵敏度表现最好的晶体...
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...
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象，基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场，然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析，求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变，并评估了RPV的蠕变失效风险。结...
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...
压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究
计算模型 第3代压水堆 源项 冷却剂丧失事故
2020/12/20
根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理，建立了完整的LOCA放射性源项计算模型，并对模型计算结果进行对比分析，最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内，与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内，本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型，安全壳内核...
定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程，本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构，与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的夹持结构，进行了单条带弹簧、单条带刚凸及格架栅元夹持结构的力学性能试验，获得了弹簧、刚凸、栅元内夹持结构的进程形变量-载荷曲线和回程形变量-载荷曲线，并分析了各结构在100%与120...
主泵试验台架振动原因分析与修改方案
反应堆冷却剂泵 转子动力学 结构振动 试验台架
2020/12/20
反应堆冷却剂泵（简称主泵）在试验台架进行试验时出现振动偏大的现象，振幅超出样机规范书的要求，振动数据的频谱显示为低频振动。通过转子动力学的有限元方法分析了主泵的振动特性，对比振动频谱排除了主泵转子振动和轴承等自身振动的原因。提出了主泵振动特性分析应包括试验台架整体。将主泵、试验回路和试验台架作为整体，分析了整体的振动特性。结合敲击试验推断振动的原因是试验回路中流体压力脉动的宽频激励引发了主泵和试验...
地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数，分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似，分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响；对于算例厂址，地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险；我国核电厂安全壳结构地震风险较...
小型堆安全壳抑压系统优化分析
安全壳 抑压水池 抑压管 LOCA
2020/12/20
LOCA后安全壳内压力迅速升高，特别是自由体积较小的小型堆安全壳，为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高，需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析，得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明：抑压水池能显著降低安全壳内的压力，不同抑压水池模块配置下安全壳内的...
冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究
非能动安全壳热量导出系统 大型安全壳综合试验装置 冷凝水收集装置 收集率
2020/12/20
非能动安全壳热量导出系统（PCS）作为三代核电厂重要的安全系统，用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置，可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明，在工况范围内，换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响，且其收集率较高。
5×5棒束通道内流动转捩特性研究
棒束通道 转捩 沿程阻力系数 湍流强度
2020/12/20
棒束通道的特殊结构导致其内部流动转捩情况较为复杂，探究其内部流动转捩规律具有重要意义。本文针对棒束通道内的流动转捩特性开展实验与CFD模拟研究，通过实验获得了棒束通道内沿程阻力系数的变化规律；采用不同湍流模型进行了数值模拟。结果表明，SST k-ω模型能较好地反映实验结果。进一步对比了不同雷诺数工况下通道内不同位置的沿程阻力系数与湍流强度，发现对于不同子通道，中心子通道湍流强度与沿程阻力系数高于边...
本文以喷淋液滴在中低压饱和蒸汽环境下传热特性为工程背景，分析液滴初始动力学参数、环境蒸汽参数对液滴与蒸汽间传热特性的影响。计算结果表明，不同液滴初始速度下单位质量换热量随时间变化趋势基本一致，初始速度越大，换热系数越高，单位质量换热量也越大，液滴表面温度和平均温度达到饱和蒸汽环境温度的时间越短；液滴直径对单位质量换热量随时间变化趋势影响较为显著，液滴直径越大，单位质量换热量随时间降低的趋势逐渐变缓...
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...