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在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明:对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10-6(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。 相似文献
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本文根据舰船核动力装置退役时的放射性状态,对放射性固体废物的来源进行了分析和分类,对放射性固体废物的处理、贮运、处置等方面提出了具体要求和措施。 相似文献
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针对单神经网络(ANN)故障诊断方法的不足,将多神经网络诊断与表决融合方法结合起来,研究了基于多神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法。在该方法中,多个不同类型的神经网络训练后用于核动力装置的故障诊断。选择对核动力装置安全有重要影响的运行参数作为各神经网络的输入变量,神经网络的输出是核动力装置的故障模式。用表决融合方法对不同神经网络的诊断结果进行融合,从而得到核动力装置故障诊断的最后结果。利用核动力装置典型的运行模式来验证所提出的诊断方法的效果。结果表明,与单神经网络相比,该方法可提高核动力装置故障诊断结果的精度和可靠性。 相似文献
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海基核动力装置自然循环数学模型的建立与运行特性研究 总被引:2,自引:2,他引:0
建立了适用于海基核动力装置自然循环运行分析的理论模型,主要包括两相不平衡态、五方程的漂移流模型;改进的混合物动量守恒方程来描述海洋条件引起的附加压降;采用多压力节点模型进行压力矩阵的求解;选择非等温模型计算两相摩擦因子,并考虑摇摆对摩擦因子的影响;对低雷诺数自然循环工况下阻力件的能量损失因子进行了修正;考虑摇摆与浮沉对换热系数的影响;建立了两群三维时空中子动力学模型,采用基于非线性迭代的半解析节块法来求解中子扩散方程.对海基核动力装置在横摇、纵摇、横倾、纵倾、浮沉、直线变速、回转等条件下的自然循环运行特性进行了研究. 相似文献
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常规核动力系统的反应堆通常布置于发动机外部,需额外提供安放空间,不利于核动力系统的小型化;同时,空气经过堆芯加热后再进入发动机产生推力,存在一定能量损耗,不利于推进性能提升;本文以某款Ma<1的小型航空涡喷发动机为研究对象,提出一种一体化堆芯结构,将环形核燃料布置于发动机燃烧室内部构成新型多环反应堆系统实现推进系统的稳定加热。虽然环数的增加可有效提高系统换热能力,却引发更大压损,不利于推力的提升;为此,发展了核动力推进系统的数学模型及Matlab优化程序,并使用Fluent进行了正确性验证,通过Matlab数值模拟对多环结构进行优化。结果表明:多环结构可有效提高高速空气流的堆内换热;经优化设计后,多环结构可在推力F与换热系数h的归一化均值交点附近,找到最优结构,使其在较小的堆芯流动阻力损失下,达到原发动机同等的推进性能,能够满足巡航及最大推力两种工况的性能需求;同时,一体化堆芯设计避免了额外的反应堆空间布置,有效实现核动力推进系统紧凑、小型化的设计目的。 相似文献
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日本小型核动力反应堆及其技术特点 总被引:2,自引:0,他引:2
日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆.MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源,一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆.其排放物活性较低,小型化、模块式结构.可直接建于城市,甚至办公大楼的地下.,水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同.但一回路为全自然循环,日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见.在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。 相似文献
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核燃料是空间核反应堆电源的主要材料之一,由于空间核反应堆电源的运行条件明显有别于地面反应堆,空间核反应堆电源用核燃料的类型和技术要求也明显不同于地面反应堆。国际上空间核反应堆电源用核燃料研制取得了长足的进展,多种核燃料材料在工程应用中得到了检验,并在持续开发新型核燃料。我国在亚化学计量二氧化铀芯块、铀钼合金、铀氢锆合金、碳化铀芯块、氮化铀芯块等多种具备在空间堆中应用的燃料材料上开展了一定的研究,并掌握了部分材料性能数据。本文就上述内容展开论述,同时针对与国际相应领域明显落后的实际情况,提出了我国后续核燃料研究的初步设想。 相似文献
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文章评述核动力仿真技术的发展状况及其特点,重点分析了核动力仿真机的发展,探索了核动力仿真技术发展的新动向。分析指出:模块化、集成化、数字化、可视化、虚拟化、网络化和智能化仿真是未来核动力仿真技术发展的重要趋势;核动力仿真逐渐突破传统的模式,向以三维数字化仿真设计为基础的核动力系统设计、制造方面拓展;以全寿期管理为目标的数字化核电厂设计是未来核动力仿真技术的一个重要的研究与应用领域。 相似文献
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核电厂选址阶段的核安全监督 总被引:1,自引:0,他引:1
根据核电厂选址程序以及相关的规范标准,结合前一时期核电厂选址.分析了核电厂选址阶段核安全监督的方式和特点,并对当前监督存在的问题进行了讨论。 相似文献
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小型核动力装置自然循环运行特性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文以小型一体化自然循环反应堆为研究对象,用RELAP5/MOD3.2对反应堆系统、中间回路及二回路系统进行建模,对反应堆单双环路切换及偏环路运行时反应堆的自然循环运行特性进行数值模拟研究。计算结果表明:在反应堆自然循环运行工况下,进行单双环路切换及偏环路运行时,堆芯能重新建立稳定的自然循环。双环路切换至单环路后,堆芯出口温度降低,堆芯自然循环平衡流量降低但仍大于初始值的1/2;单环路切换至双环路运行时,堆芯流量、温度均与双环路稳定工况的一致;偏环路运行时故障环路循环流量降低,正常环路自然循环流量升高,堆芯总流量降低的数值为二者之差。 相似文献
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对我国核电产业发展战略和政策的建议 总被引:4,自引:0,他引:4
我国核电产业尚处在起步向小批量建设过渡的阶段。由于发展核电产业是新形势上保持和提高国家核能力的 以需要,并且有助于下个世纪我国的能源安全,有助于减轻我国在环境保护方面的压力,因此今后政策需要促进核电产业在我国的进一步发展。在中国目前的经济环境中,核电走完全商业化发展的的道路有困难, 只能作为一个国家政策重点扶持的产业才有可能发展起来。 相似文献
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本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础. 相似文献