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1.
1958年,一位名叫亚力山大·布拉德肖(Alexander Bradshaw)的学童看到《每日镜报》第一版上印着一幅海洋波涛的照片,报上刊登的大字标题“核聚变——能用十亿年的能量之源”深深地留在他的记忆中。当时的物理学家们认为:在10年至20年里,人类将能够利用氢核的聚合来发电。 相似文献
2.
3.
本文介绍了反应堆超功率保护、超功率流量比保护、一回路断流量事故保护及泵高速低流量和泵低速过低流量保护等系统中利用一台微机实现安全保护智能化的研究。文中以××反应堆为母型,根据反应堆运行时对上述安全保护系统的要求介绍了微机控制的保护功能、为实施这些功能所采用的硬件及应用软件流程,指出了在反应堆功率流量保护中利用微机实现智能化的特点。 相似文献
4.
为改善横向水力载荷对控制棒导向筒的作用,对靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒(对称的4组:02-26,03-25,11-29,12-28)加设了保护套.在秦山核电站压水堆上腔室14的可视化模拟体中,以水为介质进行了实验研究,把结果与未加设保护套的实验结果作了分析比较,得到了对靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒加设保护套有助于改善流场对控制棒导向筒的水力载荷作用和确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插的结论. 相似文献
5.
热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明:锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。 相似文献
6.
反应堆材料是在强辐照条件下工作的.由于核反应堆安全性和可靠性的要求,人们做了大量的工作来研究辐照损伤对材料的结沟与性能的影响,由于从实验上跟踪缺陷生成的过程与微观机制非常困难,目前这方面的很多结果是通过计算机模拟结合一些纯理论工作得出的.其中不少工作是通过计算材料中原子的位移阈能(Displacement threshold energy,E_d)来研究材料的辐照损伤效应.快速运动的原子,能够导致产生稳定的Frenkel缺陷对,该原子所具有的最小的动能就是它的位移阈能,E_d是表证材料中辐照损伤效应的重要参数. 相似文献
7.
气空间中不凝结气体对自然循环流动沸腾的影响 总被引:1,自引:0,他引:1
为了研究不凝结气体对反应堆安全的影响,在清华大学核能技术设计研究院5MW热工水力实验台架上研究了气空间中有不凝结气体存在时自然循环两相流稳定性的变化。实验发现:在气空间中有很高的氮气分压情况下,即使冷凝器投入运行,系统仍可能出现沸腾和两相流振荡,汽液交界面的温度可达到气空间总压对应的饱和温度,蒸汽分压在气空间中存在不均匀分布。这些现象的研究对压水反应堆变工况运行有重要意义。并对汽液交界面的Stefan流现象进行了理论分析。 相似文献
8.
根据保护系统的技术发展及最新的电子技术,并结合200MW核供热站的特点,提出了一种改进的保护系统设计方案。该设计方案在信号转输环节应用电压/频率变换技术,在信号处理环节应用无软件数字化技术,在逻辑符合环节应用通用阵列逻辑(GAL)技术和微处理器系统互为冗余的结构,克服了为200MW核供热站原来所设计的保护系统在通信、自检及信息显示等方面的不足,同时也从设备多样性角度探索解决数字化保护系统中软件失效引起的共模失效问题的方法。 相似文献
9.
冲击作用下水力驱动装置流固耦合动力学 总被引:5,自引:0,他引:5
研究反应堆控制棒水力驱动装置在冲击作用下的流固耦合动力学问题。针对系统受向上和向下冲击两种情况,以及系统不同的设计参数,采用商用软件MSC.DYTRAN计算了系统计算模型的动力学响应。计算结果表明水力驱动装置在冲击载荷下的响应与冲击方向、步进缸水柱长短有关。向下冲击比向上冲击使系统产生更大的响应;在同样的冲击下,步进缸水柱越长响应幅值越大。此分析结果可用来评估系统的抗冲击能力。 相似文献
10.
压水堆MSLB叠加SGTR事故分析 总被引:1,自引:0,他引:1
为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。 相似文献