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1.
以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。  相似文献   
2.
本工作开发了环形燃料子通道分析程序SAAF。采用SAAF计算了西屋公司四环路压水堆所用环形燃料组件的热工水力性能,并与VIPRE-01的计算结果进行比较。结果表明,SAAF与VIPRE-01的计算结果符合较好,SAAF可用于环形燃料热工水力设计分析。  相似文献   
3.
热工性能分析程序对反应堆内燃料组件的研究、设计有很大的作用,而COBRAⅣ是基于COBRA程序而开发的计算反应堆热工水力的子通道分析程序。为了校核COBRAⅣ程序计算的准确性,本次研究以秦山二期~([1])为参考堆芯,用子通道分析方法建立了秦山二期核电厂堆芯的子通道计算模型,应用COBRA-Ⅳ程序计算了秦山二期堆芯的热工性能,并将计算结果与秦山二期的设计参数对比。计算结果的对比表明,COBRA-Ⅳ程序的计算结果与设计参数符合度较高,认为程序计算结果准确。  相似文献   
4.
环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明:Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。  相似文献   
5.
为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。  相似文献   
6.
中国先进研究堆安全棒由水力驱动,最初设计制造的驱动机构存在较多问题,验证试验中发生多次卡棒。本工作对安全棒驱动机构的设计和制造工艺进行了一系列改进,并制造了两套驱动机构,对其进行调试。新的安全棒驱动机构调试结果表明,所作改进对提高驱动机构性能是有效的。  相似文献   
7.
钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。  相似文献   
8.
压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%~50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。  相似文献   
9.
小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于减小堆芯体积、提升反应堆的安全性和经济性。环形燃料应用于小堆可以充分发挥其优势,符合我国核能发展战略。本文通过一系列的比对分析确定了适用于小堆的环形燃料组件设计方案,并根据力学性能分析结果初步实现了组件结构设计;通过对两种不同类型的小型反应堆堆芯的物理、热工、安全等分析,论证了环形燃料应用于小堆的可行性。研究结果表明,环形燃料在小型反应堆中具有良好的应用前景。  相似文献   
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