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中国绵阳研究堆及其科学平台研究进展 被引量:1
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作者 郭玉川 钱达志 +1 位作者 魏洪源 屠小青 《核技术》 北大核心 2025年第7期61-69,共9页
中国绵阳研究堆(China Mianyang Research Reactor,CMRR)是建设于四川省绵阳市的一座多用途高通量研究堆。围绕反应堆中子源高效利用,CMRR现已逐步建成包括材料辐照效应研究、放射性同位素研发、中子科学研究的三大科学平台。CMRR堆采... 中国绵阳研究堆(China Mianyang Research Reactor,CMRR)是建设于四川省绵阳市的一座多用途高通量研究堆。围绕反应堆中子源高效利用,CMRR现已逐步建成包括材料辐照效应研究、放射性同位素研发、中子科学研究的三大科学平台。CMRR堆采用常温、常压、深水池淹没设计,确保反应堆在各类事故下的绝对安全。反应堆的倒中子阱结构,在堆芯活性区形成最大快中子注量率3.4×10^(14)n·cm^(-2)·s^(-1),重水箱反射层形成最大热中子注量率2.0×10^(14)n·cm^(-2)·s^(-1),为材料辐照考核、同位素研发及中子科学研究提供充分的实验空间。本文概括性介绍近年来CMRR堆在材料辐照效应研究、放射性同位素研发、中子科学研究的主要研究进展。 展开更多
关键词 中国绵阳研究堆 材料辐照 同位素研发 中子科学研究
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不依赖先验信息的多球谱仪中子能谱解谱方法研究
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作者 唐松乾 谭怡 +3 位作者 杨俊云 刘斌 李硕 潘良明 《核技术》 北大核心 2025年第6期39-46,共8页
在中子能谱的多球谱仪测量中,现有解谱方法依赖于先验信息进行求解,而在某些特殊应用场景中,如在反应堆屏蔽结构深穿透计算方法的验证中,需要测量值独立于理论先验,即解谱过程不依赖先验信息,从而实现对理论方法的验证。因此,本文结合La... 在中子能谱的多球谱仪测量中,现有解谱方法依赖于先验信息进行求解,而在某些特殊应用场景中,如在反应堆屏蔽结构深穿透计算方法的验证中,需要测量值独立于理论先验,即解谱过程不依赖先验信息,从而实现对理论方法的验证。因此,本文结合Lanczos双对角化和Tikhonov正则化方法,建立了基于Krylov子空间方法的迭代正则化解谱方法,并应用于241Am-Be中子源能谱的测量实验。相较于应用广泛的GRAVEL算法和ML-EM算法,迭代正则化方法可有效避免“半收敛”,在实测值涨落较大的情况下实现较好的求解。 展开更多
关键词 多球谱仪 中子能谱解谱 矩阵病态 测量值涨落
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流量分配裙对反应堆流动特性影响的试验研究
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作者 孟洋 廖恒基 +9 位作者 张嘉琪 丁雷 姜达郁 王盛 胡俊 杨祖毛 幸奠川 姜林 沈凯 眭曦 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期400-409,共10页
第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构,用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子,进行定量对比分析,为反应堆热工水力设计和安全... 第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构,用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子,进行定量对比分析,为反应堆热工水力设计和安全分析提供试验依据。试验结果表明:安装流量分配裙后反应堆入出口总阻力系数降低约1.4%;流量分配裙在各种环路运行工况下均能够改善堆芯入口流量分配,回路运行环路数越少改善效果越明显;安装流量分配裙后下腔室流动交混剧烈程度明显降低。 展开更多
关键词 流量分配裙 整体水力模拟 阻力系数 流量分配 下腔室交混
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压水堆核电厂厚壁承压设备设计评价和在役评定分析探讨
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作者 陈明亚 曹昱澎 +3 位作者 孙欣 余伟炜 彭群家 赵万祥 《压力容器》 北大核心 2025年第3期62-70,共9页
针对某核电厂一回路厚壁承压设备设计评价和在役评定中,评价准则和评价方法上存在的差异问题。以制定一回路温度-压力限值曲线为例,介绍设计中的“简略分析”和在役分析中“精确评定”在参考缺陷、焊接残余应力、材料断裂韧度、评定系... 针对某核电厂一回路厚壁承压设备设计评价和在役评定中,评价准则和评价方法上存在的差异问题。以制定一回路温度-压力限值曲线为例,介绍设计中的“简略分析”和在役分析中“精确评定”在参考缺陷、焊接残余应力、材料断裂韧度、评定系数等方面的差异情况,发现存在大量混淆设计评价和在役评定要求的情况,如较为普遍采用设计评价的技术思路评定在役阶段缺陷的安全性。基于不同分析假设的在服役阶段可接受缺陷信息和现有评价体系存在不足,忽略长期运行中客观条件的变化,缺乏对关键技术难点和科学问题的重视,自主提出影响安全的技术问题较少,建议后续国内可给出基于标准的分析案例。 展开更多
关键词 承压设备 核压力容器 P-T曲线 设计评价 在役评定
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CF系列燃料组件落棒性能试验研究
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作者 田雪莲 张子扬 +5 位作者 陈良斌 余庆林 蒋宇 郭思贝 聂常华 卓文彬 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期147-151,共5页
介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点,通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数,并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组... 介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点,通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数,并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明,CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小,导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了设计改进的实际效果,为CF系列燃料组件的实堆应用和发展提供了支撑。 展开更多
关键词 CF系列燃料组件 落棒时间 落棒速度 落棒冲击力
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基于协同质量流图的核电建造质量形成表征方法
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作者 易茜 王鹤翔 +2 位作者 徐梦宇 刘杰强 易树平 《机械工程学报》 北大核心 2025年第13期158-173,共16页
核电装备在跨企业协同智能建造环境下产生海量数据,其质量形成过程难以“清晰可溯”,为此提出一种基于协同质量流图的质量形成表征方法。分析核电智能建造下协同质量管控的特点,提出一种将质量数据知识化的方法,定义“协同质量元”数据... 核电装备在跨企业协同智能建造环境下产生海量数据,其质量形成过程难以“清晰可溯”,为此提出一种基于协同质量流图的质量形成表征方法。分析核电智能建造下协同质量管控的特点,提出一种将质量数据知识化的方法,定义“协同质量元”数据模型与“协同质量流图”,据此获取与组织质量知识。建立质量知识三元组结构,基于改进骨架法构建协同质量流图的业务层本体模型,提出BFAC模型对质量文本非结构化数据进行质量实例抽取,并基于R2RML方法对业务平台中的结构化数据进行知识映射,完成业务层本体的实例化知识填充,并利用Neo4j图数据库融合存储质量知识,构建协同质量流图。用协同质量流图对核电建造质量形成解析,能够对所关注点的质量形成进行可视化表征,并跨平台传递质量形成信息。从施工管理系统、不符合项系统等业务平台收集某核电站安全壳焊接施工中的结构化及非结构化数据构建钢衬里焊接协同质量流图,展示了所关注点的质量形成信息可视化表征与跨平台传递应用,效果良好。所提出的协同质量流图可为以核电装备为代表的复杂产品在质量形成、演化及追溯等的表征上提供一种参考方法。 展开更多
关键词 核电建造质量形成 协同质量流图 质量数据知识化 智能建造
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TMSR-LF1堆容器多点悬挂式支承系统的设计与应用研究
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作者 李林玉 朱世峰 +3 位作者 王晓艳 李玲 徐博 李志军 《核动力工程》 北大核心 2025年第6期299-303,共5页
基于2 MW_(t)液态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-LF1)堆容器结构与运行环境,分析堆容器支承的设计要求与难点,设计了一种适用于TMSR-LF1堆容器的多点悬挂式支承系统。温度场分析、强度校核和力学分析结果表明该支承满足标准规范要求,且无需... 基于2 MW_(t)液态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-LF1)堆容器结构与运行环境,分析堆容器支承的设计要求与难点,设计了一种适用于TMSR-LF1堆容器的多点悬挂式支承系统。温度场分析、强度校核和力学分析结果表明该支承满足标准规范要求,且无需配备主动强制冷却系统或非能动冷却系统;安装实践结果表明多点悬挂支承系统的安装调整理念合理可行。 展开更多
关键词 2 MW_(t)液态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-LF1) 堆容器支承 结构设计 高温
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热堆中获取快中子能谱辐照考验快堆用燃料棒的研究
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作者 王凯民 郭雨非 +4 位作者 彭星杰 孙寿华 张亮 康长虎 郑大吉 《核动力工程》 北大核心 2025年第S1期123-130,共8页
基于国内高通量工程试验堆(HFETR),对快中子增殖反应堆(简称快堆)燃料棒的中子能谱改造方法及物理特性进行研究。主要研究分析了不同中子屏材料,多种燃料短棒辐照装置,在燃料辐照过程中对中子能谱的改造效果,以及中子屏特性的变化以及... 基于国内高通量工程试验堆(HFETR),对快中子增殖反应堆(简称快堆)燃料棒的中子能谱改造方法及物理特性进行研究。主要研究分析了不同中子屏材料,多种燃料短棒辐照装置,在燃料辐照过程中对中子能谱的改造效果,以及中子屏特性的变化以及对反应堆的影响。通过MCNP程序进行单组件计算,在4种候选中子屏吸收体材料中筛选出碳化硼和氧化铕2种材料,镉和铪因能谱改造效果不佳被排除。比较了不同厚度的吸收体后,发现吸收体在0.3 mm或以上的厚度可实现有效的能谱改造。将装置置于堆内中心孔道计算,装置A内的燃料棒线功率密度较高,引入负反应性较小;装置B内的燃料棒线功率密度较低,引入负反应性较大。考虑燃耗对吸收体的影响,在只考虑燃料和吸收体材料燃耗的条件下,得出装置A的吸收体寿命均小于100 d;装置B的碳化硼有效寿命约300~450d,氧化铕有效寿命约500~700 d。本文初步提出了可行的能谱改造方案,该方案可以满足在热谱研究堆上开展快堆燃料辐照试验的条件。 展开更多
关键词 能谱改造 快堆燃料 中子屏 MCNP程序
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核电厂一回路放射性异常监测系统的改进
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作者 徐慧波 王振营 +1 位作者 石艳明 吕炜枫 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第1期116-122,共7页
核电厂在运行期间,需要对一回路冷却剂放射性水平进行持续监测以探测可能的燃料包壳破损,针对当前核电厂一回路放射性异常监测系统仅使用归一化的一回路稳态放射性阈值导致的对燃料包壳破损状态的误判问题,本文提出一种改进方案,通过引... 核电厂在运行期间,需要对一回路冷却剂放射性水平进行持续监测以探测可能的燃料包壳破损,针对当前核电厂一回路放射性异常监测系统仅使用归一化的一回路稳态放射性阈值导致的对燃料包壳破损状态的误判问题,本文提出一种改进方案,通过引入瞬态阈值、SGTR阈值和MSLB阈值,制定不同运行工况下的一回路放射性异常阈值判据,从而避免MSLB、SGTR或瞬态运行期间因碘峰效应引起的对燃料包壳是否破损的误判,确保相关自动动作的合理响应,为运行人员合理采取处理措施提供重要支持。 展开更多
关键词 包壳破损 放射性 碘峰 瞬态 源项
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核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力确定方法研究
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作者 陈笋 周宇鹏 +1 位作者 谢洪虎 赵小红 《核动力工程》 北大核心 2025年第5期148-151,共4页
本研究针对核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力计算问题,通过对锚固螺栓所受的载荷进行分析,并对实际工况下锚固螺栓预紧力的影响因素进行分析,提出了适用于核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力的计算方法。使用国外同类工程的设计数据对该计... 本研究针对核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力计算问题,通过对锚固螺栓所受的载荷进行分析,并对实际工况下锚固螺栓预紧力的影响因素进行分析,提出了适用于核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力的计算方法。使用国外同类工程的设计数据对该计算方法进行验证,计算偏差小于5%。 展开更多
关键词 主设备支承 锚固螺栓 预紧力 计算方法
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泳池式低温供热堆技术进展 被引量:20
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作者 柯国土 刘兴民 +3 位作者 郭春秋 岳芷廷 李敏 郭志家 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期206-212,共7页
2017年底,泳池式低温供热堆“燕龙”型号发布之后,受到各级部门及社会各界的广泛关注。然而至今示范工程仍未“落地”,究其原因主要是:经济性、公众接受度和厂址适应性。针对这三方面问题,从燕龙自身技术特点出发,开展方案设计优化、采... 2017年底,泳池式低温供热堆“燕龙”型号发布之后,受到各级部门及社会各界的广泛关注。然而至今示范工程仍未“落地”,究其原因主要是:经济性、公众接受度和厂址适应性。针对这三方面问题,从燕龙自身技术特点出发,开展方案设计优化、采用完全非能动余热导出技术、制订适用于燕龙的法规标准及实施验证试验策划,其成果在使固有安全性得到进一步提高的同时,提高了燕龙的技术成熟度,较大幅度提高了示范工程的经济性,有利于后续示范工程项目的“落地”,为“美丽中国、健康中国”战略贡献力量。 展开更多
关键词 泳池式低温供热堆 示范工程 经济性 安全性 法规标准
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铅基反应堆研究现状与发展前景 被引量:49
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作者 吴宜灿 王明煌 +11 位作者 黄群英 赵柱民 胡丽琴 宋勇 蒋洁琼 李春京 龙鹏程 柏云清 刘超 周涛 金鸣 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期213-221,共9页
以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核... 以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。 展开更多
关键词 铅基反应堆 铅冷快中子反应堆 铅锂包层 铅铋合金
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超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0中子输运计算校验 被引量:13
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作者 孙光耀 宋婧 +5 位作者 郑华庆 陈珍平 郝丽娟 龙鹏程 胡丽琴 吴宜灿 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期520-525,共6页
超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0是FDS团队开发的以蒙特卡罗方法为主的辐射输运计算软件。本文采用系列临界安全实验例题、中子积分泄漏率实验例题以及IAEA-ADS例题等对其中子输运计算功能进行了测试校验,并将SuperMC2.0计算结果与MCNP... 超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0是FDS团队开发的以蒙特卡罗方法为主的辐射输运计算软件。本文采用系列临界安全实验例题、中子积分泄漏率实验例题以及IAEA-ADS例题等对其中子输运计算功能进行了测试校验,并将SuperMC2.0计算结果与MCNP计算结果及实验值进行了比较。结果显示,SuperMC2.0与MCNP计算结果及实验值吻合良好,初步证明SuperMC2.0中子输运计算的正确性。 展开更多
关键词 蒙特卡罗 中子输运 基准例题
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西安脉冲堆带核调试试验 被引量:5
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作者 何绍群 黄礼渊 +4 位作者 付正中 邓圣 贺笛 蒙汇兵 黄文楼 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期69-73,共5页
介绍了西安脉冲堆带核调试试验内容,给出了稳态堆芯、脉冲堆芯及72小时额定功率运行试验堆芯的反应性和中子注量率等参数的测量结果。测量结果证明,西安脉冲堆性能参数达到了设计指标,并为该堆的运行提供了必不可少的运行参数。
关键词 带核调试试验 西安脉冲堆 反应性 中子注量率 试验内容 试验堆芯
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核电站二次侧非能动堆芯余热应急排放系统建模及仿真 被引量:5
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作者 杨晨 何祖威 +2 位作者 唐胜利 苟小龙 谢涛 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 1997年第4期254-258,共5页
对一个核电站二次侧非能动堆芯余热排放系统建立模块化模型,并进行仿真试验,试验结果证实了系统设计的正确性和合理性。
关键词 核电站 仿真 余热应急排放 反应堆
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基于钠冷快堆BN-600的SuperMC基准校验分析 被引量:6
16
作者 汪晖 宋婧 +2 位作者 孙光耀 张彬航 胡丽琴 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期16-21,共6页
超级蒙特卡罗核模拟软件SuperMC是由FDS团队自主研发的一个通用的多物理耦合蒙特卡罗模拟程序,基于蒙特卡罗与确定论耦合方法并集成先进并行计算与减方差技术。最新版本SuperMC2.2支持中子、光子、中子光子耦合输运,实现了几何与物理的... 超级蒙特卡罗核模拟软件SuperMC是由FDS团队自主研发的一个通用的多物理耦合蒙特卡罗模拟程序,基于蒙特卡罗与确定论耦合方法并集成先进并行计算与减方差技术。最新版本SuperMC2.2支持中子、光子、中子光子耦合输运,实现了几何与物理的自动建模、输运计算、过程与计算结果可视化的集成计算分析。SuperMC2.2已通过国际临界安全基准实验手册(ICSBEP)、国际屏蔽积分泄漏率实验手册(SINBAD)等大量国际基准例题的正确性验证。本文用IAEA发布的钠冷快堆BN-600基准例题进一步进行测试校验,测试计算了有效增殖因数、多普勒系数、密度系数、膨胀系数等9个参数。结果显示,SuperMC2.2的计算结果与MCNP相比偏差均在1个标准差范围内,且基本在国际各研究机构计算结果之间,初步验证了SuperMC2.2应用于快堆中子输运计算中的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 SuperMC 基准测试 BN-600 中子学
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核反应堆内温度测量研究进展与展望
17
作者 欧阳可琛 司明浩 +4 位作者 邢力 冯晓娟 张金涛 孙艳飞 杨星团 《中国测试》 北大核心 2025年第2期1-18,共18页
核反应堆内的温度测量对于反应堆的安全和经济运行具有重要意义。当前堆内测温方式主要为技术较为成熟的热电偶或铂电阻温度计,但这类需要标定温敏关系的次级温度计存在着辐照环境下因材料组分或结构等变化而漂移的问题。随着新技术的... 核反应堆内的温度测量对于反应堆的安全和经济运行具有重要意义。当前堆内测温方式主要为技术较为成熟的热电偶或铂电阻温度计,但这类需要标定温敏关系的次级温度计存在着辐照环境下因材料组分或结构等变化而漂移的问题。随着新技术的不断发展,开发受辐照影响更小的次级温度计以及探索新型原级温度计的需求越来越迫切。文章将堆内正在使用或研究的各种测温技术分为以热电偶为代表的次级测温技术和以气体声学温度计为代表的原级测温技术,对各种测温技术的基本原理和研究进展进行综述,对其优缺点和耐辐照性能进行阐述,对其发展前景进行分析展望,为堆内测温技术的进一步研究和应用提供参考。随着温度单位重新定义的实施,在未来,以噪声温度计、气体声学温度计等为代表的原级测温技术有望在反应堆内温度测量和堆内次级温度计原位校准等方面发挥重要作用。 展开更多
关键词 核反应堆 堆内温度测量 原级测温 次级测温 原位校准
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压水堆燃料组件定位格架动刚度估算及误差来源分析
18
作者 周鼎 黄聪彩 +5 位作者 李天勇 乔红威 崔艺航 赵相吉 马建中 孙磊 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期691-699,共9页
格架动刚度是表征格架动态力学性能、支撑事故工况下燃料组件结构安全分析的重要参数。当前格架动刚度主要通过格架动刚度试验测得撞击力及速度等力学参量估算,但是缺乏对不同估算方法的差异分析和误差来源讨论,导致在工程应用中尚未形... 格架动刚度是表征格架动态力学性能、支撑事故工况下燃料组件结构安全分析的重要参数。当前格架动刚度主要通过格架动刚度试验测得撞击力及速度等力学参量估算,但是缺乏对不同估算方法的差异分析和误差来源讨论,导致在工程应用中尚未形成标准化评估方法。本文以某型格架为研究对象,开展格架动刚度试验,获得格架撞击载荷、撞击小车速度、撞击载荷脉冲周期等关键力学参数,分别采用能量法(包括直接法和迭代法)及周期法估算格架动刚度,分析不同方法的误差来源并讨论格架动刚度误差的传递特性。结果表明:基于小车撞击试验装置时,采用直接法和迭代法估算具有更高的稳定性,最大相对偏差分别达到12%和16%左右;格架动刚度误差将直接传递至内刚度并显著放大内刚度误差,但进一步传递至撞击力误差时回归到5%左右。本文结果可为格架动刚度测试和组件事故工况安全分析的准确性提供参考。 展开更多
关键词 燃料组件 格架 动刚度 误差来源
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一种主观人因失效防范的核电建造协同质量智能见证方法
19
作者 周汶蓉 熊世权 +5 位作者 杨秦秦 叶驰川 徐梦宇 易茜 冯毅雄 易树平 《机械工程学报》 北大核心 2025年第15期324-338,共15页
人因失效为造成核电事故的主要因素,在建造中因参与人员的主观行为意愿与质量管控规制发生冲突时会引发主观人因失效,为此基于主观人因失效控制结构提出一种智能质量见证方法来防范失效。在分析核电装备协同质量见证模式与主观人因失效... 人因失效为造成核电事故的主要因素,在建造中因参与人员的主观行为意愿与质量管控规制发生冲突时会引发主观人因失效,为此基于主观人因失效控制结构提出一种智能质量见证方法来防范失效。在分析核电装备协同质量见证模式与主观人因失效问题基础上,基于系统理论事故模型和过程方法构建协同质量见证的主观人因失效防范安全控制结构,识别安全约束缺失导致的主观人因失效风险因素,并利用决策与试验评价实验室法计算关键风险因素影响作用,揭示主观人因失效事件防范的技术与管理屏障。通过物联信息感知与大数据技术的深度融合,设计主观人因失效防范的协同质量智能见证方法,给出其体系架构,展示了所开发的智能见证平台在中广核三澳核电项目土建工程中良好的应用效果。提出的协同质量智能见证方法可为以核电装备为代表的复杂产品主观人因失效防范提供参考和借鉴。 展开更多
关键词 核电建造 协同质量见证 主观人因失效 智能制造
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华龙一号反应堆本体屏蔽设计 被引量:3
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作者 唐松乾 肖锋 +4 位作者 谭怡 李兰 田超 杨俊云 于红 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期13-15,共3页
华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽... 华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。 展开更多
关键词 华龙一号(HPR1000) 本体屏蔽 堆腔漏束 深穿透屏蔽
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