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搜索结果: 1-12 共查到核科学技术 HTR相关记录12条 . 查询时间(0.068 秒)
非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系...
模块式高温气冷堆示范电站(HTR-PM)在山东荣成石岛湾开始兴建,本文通过将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发了HTR-PM工程模拟机。其中两个嵌入vPower仿真平台的THERMIX/BLAST程序模块分别模拟2个由堆芯、一回路和蒸汽发生器组成的蒸汽供应系统模块,与利用vPower仿真平台建立的汽轮发电机系统模块相连接,在平台上实现了数据的管理及人机界面。该工程模拟机...
为研究HTR-PM反应堆舱室自然对流特性,本文分别就黑度系数、辐射模型、流动模型及壁面处理方式等进行了讨论,摸索出适用于HTR-PM反应堆舱室自然对流数值分析的模型。利用该模型,对影响反应堆舱室自然对流的内外壁面温差、径向间距与环形空间高度比、水冷壁钢板高度与环形空间高度比、内外壁面半径比和内壁面温度不均匀分布等5个因素进行数值分析,并对部分因素给出相关的拟合公式,对于HTRPM反应堆舱室设计、...
10 MW高温气冷堆(HTR-10)的分散控制系统(DCS)执行对HTR-10的运行监测和控制功能。原DCS在设备可靠性、历史数据存储和转换等方面存在不足。根据HTR-10各工艺系统及控制对象的要求,分析了DCS的系统架构、功能和性能指标等;对I/O通道进行配置;提出以施耐德Quantum 67160系列产品为主要模件的多重冗余硬件平台以及分别以UNITY和iFIX作为系统软件平台和组态工具的配置...
500 MW高温气冷堆示范电站(HTR-PM)的反应堆压力容器与蒸汽发生器通过热气导管连接,热气导管是反应堆堆芯出口氦气导入蒸汽发生器的主要通道。热气导管是安全三级、抗震Ⅰ类部件,根据ASME规范,要求热气导管能在地震条件下保持结构的完整性。为验证热气导管在反应堆寿期内的安全可靠性,本文建立了热气导管有限元计算模型,计算了热气导管在绝热纤维压力、压力边界失压的压差、自重以及地震载荷等多种载荷作用下...
14C具有较长的半衰期,可与稳定同位素一起进入生物圈,从而在核电站的环境影响评价中受到关注。本文基于HTR-PM给出了产生14C的各反应模型,并代以HTR-PM参数,对HTR-PM中14C的年产生量和气态释放量作出估算。最后,将计算结果与CANDU堆型进行了比较。
Development of HTRs requires the performance of a thorough safety study, which includes accident analyses. Confinement building performance is a key element of the system since the behaviour of aeroso...
临界转速的计算是转子动力学分析的一个基础课题,其计算结果的准确性至关重要。本文以磁力轴承过弯曲临界转速的实验台架为研究对象,采用SamcefRotor动力学软件,分析了实验转子的临界转速和振型,并深入研究了临界转速与支承刚度的关系。相关结论为磁力轴承控制系统设计提供重要的数值依据。
在10MW高温气冷堆氦气透平发电系统(HTR-10GT)中,辅助轴承用于失去磁力轴承主支承后的临时辅助支承,是整个转子系统重要的安全保障。本文综述了辅助轴承的研究现状,针对已建立的辅助轴承实验台架,采用有限元建模分析,讨论了辅助滚动轴承保持架的结构特性,为辅助轴承的结构设计提供了重要参考。
为提高HTR-PM高温气冷堆蒸汽发生器的热交换效率并分隔冷热氦气的通路,必须在蒸汽发生器中设置绝热装置。在围绕换热管放置的钢制围筒上铺设一定厚度的绝热纤维,用多块覆盖板将绝热纤维压紧,在每块覆盖板中心与四角,用中间填充绝热纤维的螺栓将覆盖板定位并紧固,组成绝热层支撑结构。使用有限元方法对绝热层支撑结构在绝热材料压力、蒸汽发生器失压、地震等多种载荷的综合作用下的应力分布情况进行计算,计算结果表明:支...
中国的高温气冷堆(HTR-10)属球床型高温气冷堆,采用球形燃料元件。在运行工况下,由于温度和辐照引起的应力变化会使燃料元件发生失效,对其进行分析可更多了解燃料元件内的情况。本文主要介绍了球形燃料元件的基本结构,以及燃料元件的温度分布、应力分析、破损率计算模型,并计算了在一定堆工条件下的温度和应力分布。
对具有诸多非能动、固有安全设计特点的高温气冷堆如何实施核安全监督是目前国内外核安全监管领域所遇到的新问题。苏州核安全中心在这方面进行了探索,编制了一套针对清华大学核研院10 MW高温气冷堆建造、调试和运行各阶段的监督文件,用于规范和指导对高温气冷堆的核安全监督。本文叙述了在大量调研、分析、研究基础上完成该监督文件的过程和一些具体做法,介绍了部分监督文件内容,最后还对该监督文件的应用情况作了简单说明...

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