排序方式： 共有8条查询结果，搜索用时 15 毫秒
1
1.
本文介绍了通用电气公司最近所作的600 MWe小型BWR的概念设计特点。在这种概念设计中,由于①堆功率比现有的大型BWR低,②最大限度地利用了通用电气公司现有BWR的设计、技术和运行经验,③用最新技术来简化安全功能系统和其它一些系统,从而达到降低总成本和缩短建造周期的目的。 相似文献
2.
ＡＣ６００是根据世界核电发展趋势和用户要求，结合我国国情和技术基础而开发的中等容量规模、新型的下一代核电站。ＡＣ６００的主要设计特点为：选用先进的堆芯和非能动安全系统，采用二环路标准设计和国际通用设备，以及先进的控制室和模块式建造；同时对现有的系统进行简化，提高核电站的可运行性，降低建造和运行成本。为加速我国下一代先进堆的开发进程，开展了与美国西屋公司的联合经济技术研究。在ＡＣ６００的基础上，开发 相似文献
3.
本文介绍一种测量压水型反应堆一次载热剂比活性的实验方法.在模拟反应堆出口管外表面直接测量γ照射量率,并用圆柱状源的照射量率公式计算一次载热剂~(16)N 的比活性.实验结果检验了反应堆一次载热剂~(16)N 比活性理论计算方法的精确度. 相似文献
4.
主要介绍了我国在建、在运核电机组的基本状况和最新进展,以及我国在提升核设施安全水平方面的相关措施。在国家能源局印发的《能源技术创新“十三五”规划》要求之下,我国推出一系列先进核能和小型堆的发展计划,开展了“海洋核动力平台示范工程建设”并建立相关标准。最后总结了中国核电目前面临的挑战和未来的展望。 相似文献
5.
本文提供了一个关于核反应堆放射性废物贮存设施的屏蔽基准问题的解。该基准问题是计算一内部贮存有放射性圆筒体源的建筑物门道和外部的γ射线剂量率和能通量谱。处理这个问题时采用了离散座标 S_N-蒙特卡罗混合技术。 相似文献
7.
本文介绍了对美国一座压水堆(Fort Calhoun)的压力壳的辐照损伤计算。根据反应堆活性区的实际功率分布,利用一维离散座标程序ANISN和二维离散座标程序DOT以及一些其他辅助程序计算出堆压力壳中的最大中子通量值和由中子辐照引起的压力壳钢中的原子位移,并对计算结果用扰动理论程序SWANLAKE进行了截面敏感性分析。计算结果与测量值±2％在的范围内符合。 相似文献
8.
我国是世界上少数几个拥有比较完整核工业体系的国家之一.为推进核能的和平利用,20世纪70年代,国务院做出了发展核电的决定,使得我国核电从无到有,得到了长足的发展.2007年,为进一步促进国家能源安全保障,调整能源结构,改善大气环境,国务院正式批准《国家核电发展专题规划(2005-2020年)(以下简称规划),提出了促进... 相似文献
1