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搜索结果: 31-45 共查到知识库 核动力工程技术相关记录317条 . 查询时间(4.678 秒)
利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率,并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明,GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为,且相对于集总参数程序而言,能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布,可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参...
在核电厂初步设计阶段,针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性,但在电厂初步设计阶段,泵的详细结构设计尚未开展,管路阻力特性也难以获取。针对上述问题,提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型,并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明,模型A在高转速时与试验值吻合较好,低转速时偏差较大,而...
随着传感器技术的发展,核动力装置能采集和监测的运行参数越来越多,这不仅加大了操纵员的负担,而且提升了监测系统的负载。考虑到大多数参数之间具有相关性且部分参数是冗余参数,其中的有效信息可用少数参数表达,因此提出了运用机器学习方法稀疏自动编码器对核动力装置的运行参数进行特征提取,然后将提取的特征数据应用到状态监测中。结果表明,在测试样本数据中分别包含单一正常工况数据和多种正常工况数据情况下,经过特征提...
堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大...
在重离子癌症治疗技术中,保证重离子束的质量(均匀性、束斑大小和位置、能量等)非常重要。为满足临床对重离子束质量的要求,本文设计了一种新型质子束剂量分布成像仪。该剂量分布成像仪基于闪烁屏、镜面反射屏与光学信号采集装置,将重离子束通过硫氧化钆闪烁屏转化为可见光,通过采集可见光信号,对重离子束予以质量控制。同时通过精密的电动位移平台对闪烁屏、镜面反射屏与光学信号采集装置的相对位置进行遥控从而调整设备视野...
在上海光源硬X射线微聚焦光束线站BL15U1,为提高波带片纳米聚焦装置的X射线荧光成像实验效率,设计实现了一种快速扫描荧光成像实验装置。该装置包括运动控制系统、样品荧光探测系统和实验数据同步获取系统。运动控制系统设计了闭环反馈控制、样品台电机运动控制和扫描轨迹,实现了快速扫描过程中样品的准确定位。样品荧光探测系统和实验数据同步获取系统实现了硬件同步触发计数器获取荧光计数,保证了荧光成像的准确性。实...
针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对...
非能动余热排出(PRHR)系统是反应堆安全运行的重要保障,但现有研究表明,一回路系统存在旁流现象,其提高了堆芯活性区流量,在增强堆芯换热的同时也增加了系统的流动阻力,使系统运行情况更加复杂,因此,需对旁流的影响进行建模分析。本文基于一维N-S方程,建立了考虑旁流的PRHR系统运行特性分析模型;在对模型进行验证的基础上,揭示了旁流存在的机理,分析了其对PRHR系统运行特性的影响规律。研究结果表明,旁...
过冷流动沸腾现象被广泛应用于工业生产和动力系统中,对该现象的准确预测是两相流CFD模拟的重要研究方向。本文详细阐述了该模拟过程中的欧拉两流体模型及相关辅助模型,基于开源CFD平台OpenFOAM,模拟了4.5 MPa下竖直圆管内的过冷流动沸腾,得到了截面空泡份额、液相平均温度及壁面温度沿轴向的分布。计算结果与实验值符合良好,说明了模型的有效性和程序的正确性。本文可为在OpenFOAM中添加新的模型...
动力转换单元是高温和超高温气冷堆的重要组成部分。本文对高温和超高温气冷堆的动力转换单元进行研究。从4个关键参数(反应堆出口温度、反应堆入口温度、压缩比和主蒸汽参数)入手,对5个循环方案进行比较分析。综合考虑各种工程因素,上位循环为简单氦气透平循环、下位循环为有再热的蒸汽轮机循环的联合循环方案是具有竞争力的,其中下位循环在高温气冷堆范围是亚临界参数循环,在超高温气冷堆范围是超临界参数循环。联合循环可...
根据中美AP1000的技转合同规定,在AP1000非能动技术基础上开发的核电型号,当电功率大于1350MWe时,中方拥有整体型号的知识产权。然而电功率超过1350MWe是无法通过挖掘AP1000设计裕量来实现的,需要系统性地重新研发、设计和验证,才能形成CAP1400型号。
静压推力轴承动态特性受润滑油黏度、油膜厚度和油腔面积等因素影响, 极端工况运行过程中经常承受阶跃载荷或正弦载荷作用, 突加载荷将导致静压推力轴承动态特性改变, 表现为轴承的抗冲击能力和恢复平衡所需时间的变化. 为获得高速重载微间隙极端工况条件下双矩形腔静压推力轴承动态特性, 分别在不同油膜厚度、不同润滑油黏度以及不同油腔尺寸条件下对双矩形腔静压推力轴承的动态性能进行理论分析, 探讨了阶跃载荷作用下...
概述了积尘对光伏电站发电功率的影响,提出积尘通过影响辐照度、温度来影响短路电流、开路电压和最大功率(包含最大电流和最大电压),并分析了降尘量、降雨量、降雨强度和频率、风速和风向、湿度、地表植被与空气污染、光伏组件表面封存材料的材质、光伏组件放置的倾角和方位角等因素对光伏组件积尘的影响。最后提出:(1)从微观角度深入研究各种因素对光伏组件积尘的影响;(2)加强研究空气质量、气候特点与光伏组件积尘的关...
中国内陆核电站正处于重启阶段,科学完善的核电厂选址政策和程序是保证核电厂安全运行的第一道屏障。法国和美国是两个最具典型的拥有丰富内陆核电站选址和运行经验的国家,比较分析中美法核电厂选址政策的演化过程以及选址的一般程序,可看出美国拥有更完善的核安全体系结构,而法国却有着便捷的审批程序;最后结合我国具体国情,给出适合我国内陆核电站选址政策的建议和未来发展方向。
为了提高核电项目建造过程风险评价的准确度,针对其风险评价过程中存在的诸多不确定性因素,应用未确知测度理论,建立核电项目建造过程风险评价模型。选用项目施工因素、进度因素、费用控制因素和环境因素等4个因素作为一级指标,项目质量等13个因素作为二级指标,构建评判要素的未确知测度函数;同时采用信息熵理论确定评价要素权重,最后依据置信度识别准则对核电项目建造过程风险等级进行判定。研究结果表明:该核电项目建造...

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