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苏联的石墨慢化沸腾轻水冷却大功率动力堆有许多优点。据报道,苏联目前正在建造和今后将要建造石墨沸水堆和压水堆两种堆型核电站。他们发展核电的技术路线是在建造电功率为100万千瓦压水堆核电站的同时,优先发展大功率石墨沸水堆(单堆电功率分别为100、150、200、240万千瓦)核电站。本文对苏联 РБМК 型石墨沸水堆核电站的发展概况作简要介绍。 相似文献
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使用聚酰亚胺和磷酸铝作为黏结剂,基于三点抗弯强度测试、热重-差热分析、X射线衍射和扫描电镜分析,研究含黏结剂标准试样的抗弯强度、热失重行为、预烧后的物相变化以及显微结构。结果表明:500℃之前,聚酰亚胺通过熔融交联对氧化铝等陶瓷颗粒产生黏结作用,坯体300℃强度由3MPa提高到5MPa以上;升温至约500℃(升温速率为30℃/h),聚酰亚胺基本烧失,对氧化铝基陶瓷铸型增强作用消失。三种磷酸铝(正磷酸铝、偏磷酸铝、磷酸二氢铝)可分别将坯体500℃的"零强度"提高至0.2,0.2MPa和0.8MPa。通过浸渍磷酸二氢铝,成功制备无断芯和偏芯缺陷的空心涡轮叶片一体式陶瓷铸型。 相似文献
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在基于光固化成型技术的空心涡轮叶片一体化陶瓷铸型制造方法中,凝胶注模是关键环节,而陶瓷浆料的多相流特性对其充型性的影响一直是研究难题.论文以叶片的排气边结构作为充型模拟研究对象,采用Fluent软件模拟了浇注位置、浇注速度和陶瓷浆料粘度对充型质量的影响.结果表明:排气边结构受浇注位置、浇注速度和陶瓷浆料粘度的影响均较大.制备粘度较低的陶瓷浆料,在型壳部位进行浇注,使浇注位置远离排气边,并且以较低的浇注速度进行充型,可提高陶瓷铸型细小结构的充型质量.截取排气边结构进行了充型实验,从型壳处缓慢浇注,充型结果与模拟结论相符,浆料粘度对充型质量影响较大. 相似文献
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本文介绍了同期线损的基本概念,详细阐述了同期线损管理系统的工作原理,并通过在系统使用过程中发现的中压线损异常情况,分析了线路模型配置、输入输出电量排查、计量问题、采集问题等对线损的影响,进一步提升线损管理水平。 相似文献
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介绍一种解决复杂陶瓷型芯开裂的工艺方法,对于结构复杂、厚薄悬殊、存在细长形状的陶瓷型芯,在压制成型和烧结过程中极易出现开裂,运用常规的裂纹解决方法效果不明显.通过在陶瓷型芯预埋芯骨的方法,能显著提高陶瓷型芯的压制和烧结合格率,进而提高熔模精密铸件的合格率. 相似文献
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本文介绍苏联压水堆核电站燃料组件及其结构材料的科研、生产概况.苏联 BBэP-1000压水堆燃料组件采用带有中心孔的二氧化铀陶瓷芯块、Zr+1%Nb 合金包壳,每个组件装有312根燃料棒、18个导向管和16层不锈钢定位格架,燃料棒呈六角形排列。这种堆有较高的堆芯平均功率密度和燃料比功率,并已有10座堆在运行发电,1987年其平均负荷因子为65.7%。由此可见,该燃料组件有较高的安全性和可靠性。 相似文献