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小型气冷快堆核-热-力耦合模型研究
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作者 王金雨 张晟豪 +4 位作者 车锐 马誉高 刘仕倡 周觅 李仲春 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期18-24,共7页
气冷快堆作为第四代核能技术,凭借高温输出特性,在深空探测及移动场景中备受关注。然而小型气冷快堆因高富集度堆芯设计及气体冷却特性,面临复杂的核-热-力多物理场耦合问题,传统单一程序难以精确模拟。本文针对棒束型气冷快堆,提出基... 气冷快堆作为第四代核能技术,凭借高温输出特性,在深空探测及移动场景中备受关注。然而小型气冷快堆因高富集度堆芯设计及气体冷却特性,面临复杂的核-热-力多物理场耦合问题,传统单一程序难以精确模拟。本文针对棒束型气冷快堆,提出基于动态几何与多物理场耦合的分析方法,以2 MW热功率小型气冷快堆为对象,开展耦合机制研究。研究构建了由蒙特卡罗程序RMC与有限元软件ANSYS组成的耦合流程:RMC程序负责中子输运计算与迭代控制,ANSYS软件完成热-力场分析。通过补充冷却剂流动传热边界条件与动态几何映射方法,解决气体冷却剂对流换热建模及非均匀热膨胀效应难题。其中,燃料棒变形采用等效圆方程描述,堆芯栅格偏心效应通过均匀膨胀与间距变化简化表征,并引入松弛因子优化收敛性。结果表明,耦合计算在4次迭代后达到收敛,有效增殖系数(k_(eff))误差标准差为0.00016,最大温度与形变分别为7℃与0.005 m。分析发现,堆芯总反应性反馈(-632pcm,1pcm=10^(-5))可达多普勒反馈的25倍,是主导反应性变化的核心因素,且形变导致燃料棒靠近径向反射层,局部功率与温度升高,验证了耦合方法的保守性。 展开更多
关键词 小型气冷快堆 核-热-力耦合方法 堆芯形变反馈
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超高通量堆辐照生产稀缺核素技术现状和展望
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作者 李健 徐伟 +2 位作者 刘志宏 解衡 石磊 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期1-6,共6页
^(238)Pu、^(252)Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题,通常需要在非常高的中子通量密度下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施... ^(238)Pu、^(252)Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题,通常需要在非常高的中子通量密度下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前,我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力,完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应,对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件设计技术、超高中子通量堆辐照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析,并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。 展开更多
关键词 稀缺核素 超高通量堆 辐照生产 关键技术 现状和展望
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基于概率统计的蒸汽发生器传热管缺陷预测
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作者 骈超 李晨 +4 位作者 刘畅 张毅成 唐力晨 张伟 秦炎锋 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期175-181,共7页
核电厂蒸汽发生器(SG)传热管缺陷分布及发展趋势对传热管堵管方案确定至关重要。本文针对核电厂SG传热管缺陷无损检测数据,采用概率统计的方法对SG传热管累积缺陷数量、初始缺陷尺寸以及缺陷增长率分布和发展进行研究,基于典型分布函数... 核电厂蒸汽发生器(SG)传热管缺陷分布及发展趋势对传热管堵管方案确定至关重要。本文针对核电厂SG传热管缺陷无损检测数据,采用概率统计的方法对SG传热管累积缺陷数量、初始缺陷尺寸以及缺陷增长率分布和发展进行研究,基于典型分布函数和自定义函数分别对其进行回归分析,得到各自最优回归模型,进而组成完整的传热管缺陷发展预测模型。经统计分析,累积缺陷数量宜采用线性回归模型预测,初始缺陷尺寸宜采用对数正态分布或对数logistic分布进行预测,缺陷增长率平均水平随时间呈指数函数下降,其分布特征宜采用对数正态分布模拟。基于上述预测模型和某电厂4次大修的无损检测数据,对SG传热管缺陷发展进行预测和验证,结果显示预测得到的SG传热管缺陷深度与实际测量数据相比满足预设概率水平,可用于SG的实际运行评估。 展开更多
关键词 蒸汽发生器(SG)传热管 缺陷增长率 分布估计 概率统计 无损检测
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传热管破裂事故下高压过冷水注入高温介质的扰动机理实验研究
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作者 周书华 郝睿智 +3 位作者 姜文殊 王硕 陈学 卢涛 《核技术》 北大核心 2026年第1期122-132,共11页
为研究蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故下高压过冷水和高温液态铅铋合金相互作用过程的传热与升压特性,设计并搭建了高压过冷水注入高温介质的实验平台,研究了注入方向、喷嘴直径、注入压力、注入时间和... 为研究蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故下高压过冷水和高温液态铅铋合金相互作用过程的传热与升压特性,设计并搭建了高压过冷水注入高温介质的实验平台,研究了注入方向、喷嘴直径、注入压力、注入时间和导热油温等热工参数对压力冲量和温度扰动的影响。首先,对比了两种典型导热油温工况的温度压力变化,当导热油对过冷水存在加热作用时,测试段内的压力冲量和温度扰动明显更大;其次,增大注入压力、喷嘴直径和注入时间,均可有效增大压力冲量和温度扰动;最后,基于热物理参数,建立了导热油池温度变化预测模型,在导热油温高于水的饱和温度工况,模型计算结果与实验数据的误差平均值为10.2%,且均在±30%以内。研究结果可为液态铅铋与水相互作用过程传热传质机理的揭示和计算模型的开发提供理论依据。 展开更多
关键词 铅基反应堆 SGTR事故 压力冲击 温度瞬变 水/蒸气-导热油
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基于TACSNR程序的固有安全空间堆电源系统启动特性初步分析
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作者 李华琪 江新标 +2 位作者 黄海龙 田晓艳 陈立新 《现代应用物理》 2026年第1期41-49,共9页
采用TACSNR程序建立了SCoRe-TE固有安全空间堆电源系统瞬态分析模型,对在轨启动参考方案进行了数值模拟,研究了该方案下系统启动过程中各主要参数的变化规律,获得了反应性、堆芯功率、冷却剂流量、温度、泵供电TE转换器两端温差、热管... 采用TACSNR程序建立了SCoRe-TE固有安全空间堆电源系统瞬态分析模型,对在轨启动参考方案进行了数值模拟,研究了该方案下系统启动过程中各主要参数的变化规律,获得了反应性、堆芯功率、冷却剂流量、温度、泵供电TE转换器两端温差、热管蒸汽与翅片温度等关键参数随时间的变化关系。结果表明,系统稳态后,SCoRe-TE的各项模拟参数符合空间堆的设计参数。该研究提供了更详细的SCoRe-TE电源启动过程热工水力参数,可为固有安全空间堆方案的优化和启动控制策略的制定提供参考。 展开更多
关键词 空间堆电源 瞬态分析 数值模拟 启动过程
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基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟研究
6
作者 李梓康 肖维 +2 位作者 张滕飞 罗池旭 刘晓晶 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期7-17,共11页
中子噪声是各类微小扰动作用下中子场涨落的现象,作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法,建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法,拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的... 中子噪声是各类微小扰动作用下中子场涨落的现象,作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法,建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法,拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的功能。针对混合氧化物燃料(MOX)算例和C4V基准题,采用与时域方法计算结果对比的方法,验证了频域方法的计算精度。数值结果表明,当扰动较微弱时,频域方法能够取得与已有的时域方法相当的精度,中子噪声幅值的相对误差小于2%,中子噪声相位的相对误差小于1%。 展开更多
关键词 变分节块法 中子噪声 输运理论
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气冷微堆核测系统布置研究及其在堆芯监测中的应用
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作者 张成龙 袁媛 +6 位作者 刘国明 张鹏 肖会文 董建华 管婧宇 贺楷 易璇 《核技术》 北大核心 2026年第2期166-176,共11页
气冷微堆受限于紧凑布置及堆内高温运行环境,仅能布置少量堆外探测器用于堆芯监测。提出耦合中子源和堆外探测器的微堆核测系统布置方案,并通过物理实验模拟验证该方案的可行性。研究结果表明,微堆无源启动要求堆内临时探测器和堆外源... 气冷微堆受限于紧凑布置及堆内高温运行环境,仅能布置少量堆外探测器用于堆芯监测。提出耦合中子源和堆外探测器的微堆核测系统布置方案,并通过物理实验模拟验证该方案的可行性。研究结果表明,微堆无源启动要求堆内临时探测器和堆外源量程探测器的中子灵敏度不低于290 cm2和980 cm2,而耦合较低源强启动中子源、较低灵敏度堆外涂硼中子管、γ补偿电离室的有源核测系统更适宜移动式微堆的长寿期、无人化智能运营;中子源需布置在活性区才能使裂变中子占比大于95%,堆外探测器通过增加镉和聚乙烯套筒测量高能量中子以提高堆芯监测准确性。首次临界实验的外推临界装载量与理论值一致,单棒外推临界棒位仅偏差-2 cm,k_(eff)偏差在6×10^(-4)以内;探测器刻度实验的功率水平和轴向功率偏移绝对偏差在0.2%和0.4%以内。研究结果为气冷微堆堆芯监测提供参考。 展开更多
关键词 气冷微堆 无源启动 有源核测系统布置 首次临界实验 堆外探测器刻度实验
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核主泵机械密封性能降级原因分析及优化措施
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作者 林仲 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期200-207,共8页
针对某型主泵投运以来发生的机械密封(简称机封)性能降级事件,结合主泵的机封设计、异常发生时相关系统的各项参数以及异常机封解体后的零部件状态,通过设计分析、理论计算、故障复原及试验论证等方式,挖掘故障原因,最终定位在第三级静... 针对某型主泵投运以来发生的机械密封(简称机封)性能降级事件,结合主泵的机封设计、异常发生时相关系统的各项参数以及异常机封解体后的零部件状态,通过设计分析、理论计算、故障复原及试验论证等方式,挖掘故障原因,最终定位在第三级静环导套密封面磨损、第三级轴套表面发生泡核沸腾、O型密封圈设计尺寸及支撑环倒角不合理等设计及制造缺陷。针对各方面原因,逐一分析并给出了静环导套增加硬质涂层、O型密封圈设计尺寸优化、支撑环倒角明确及增加低压泄漏流水封装置等优化缓解措施,通过理论、试验论证及现场实际应用验证。消除了该型主泵机封性能降级的缺陷,提高了主泵可靠性及核电机组安全性。 展开更多
关键词 主泵 机械密封 低压泄漏 性能降级
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中国原子能科学研究院研究堆技术体系演进与反应堆工程技术创新
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作者 朱庆福 龙斌 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2063-2073,共11页
本文回顾了中国原子能科学研究院(简称原子能院)75年来在反应堆工程技术领域的发展历程。自1950年建院以来,原子能院深度参与我国研究堆技术从无到有、由弱变强的进程,先后建成101重水研究堆、49-2游泳池式轻水反应堆等多座研究堆和零... 本文回顾了中国原子能科学研究院(简称原子能院)75年来在反应堆工程技术领域的发展历程。自1950年建院以来,原子能院深度参与我国研究堆技术从无到有、由弱变强的进程,先后建成101重水研究堆、49-2游泳池式轻水反应堆等多座研究堆和零功率反应堆,实现了从核基础技术突破到工程化技术体系形成,再到先进核能技术引领的跨越。原子能院在堆物理、材料创新、运行技术等方面取得了诸多突破,其成果广泛应用于中子物理研究、核医学、高端制造等领域,为国家战略需求提供了有力支撑。当前,人工智能与反应堆技术的融合为其发展带来新机遇,原子能院将积极开展相关研究,以推动技术升级。我国反应堆工程技术已实现从跟跑向部分领域领跑转变,未来借助人工智能持续发展,为核能产业贡献力量。 展开更多
关键词 研究堆技术 反应堆工程 技术创新 人工智能
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钠冷快堆技术发展综述 被引量:7
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作者 杨红义 周培德 +4 位作者 王明政 刘一哲 杨勇 颜寒 阿热爱·努尔兰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期1-14,共14页
钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分... 钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分析;然后总结了钠冷快堆技术发展的主要趋势以及关键技术发展路线;最后对中国钠冷快堆未来的发展趋势进行了分析与展望。通过对钠冷快堆技术的系统性总结,揭示了其未来发展的方向和潜力,为后续科学研究和工程实践提供了理论支持与参考依据。 展开更多
关键词 第四代核能系统 钠冷快堆 闭式燃料循环后处理 一体化快堆
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基于点堆程序的微堆核-热-力耦合计算方法研究
11
作者 姜夺玉 李达 +4 位作者 胡田亮 李华琪 王立鹏 曹璐 郭树伟 《现代应用物理》 2026年第1期65-72,共8页
以空气为冷却剂的核热推进气冷微堆在运行过程中,堆芯中存在中子学、热工水力学及力学膨胀等多物理场耦合现象,严重影响堆芯安全。为准确计算微堆堆芯典型瞬态工况下功率场、温度场、位移场的时空分布,本文构建了基于点堆程序的反应堆核... 以空气为冷却剂的核热推进气冷微堆在运行过程中,堆芯中存在中子学、热工水力学及力学膨胀等多物理场耦合现象,严重影响堆芯安全。为准确计算微堆堆芯典型瞬态工况下功率场、温度场、位移场的时空分布,本文构建了基于点堆程序的反应堆核-热-力耦合计算程序。其中,中子学部分采用蒙特卡罗程序OpenMC计算堆芯功率分布,并结合点堆模型计算功率幅值变化及瞬态中子功率分布;热工与力学部分基于开源多物理耦合计算平台MOOSE子模块二次开发,实现强耦合计算。采用西安脉冲堆3.35$脉冲瞬态和金属铀-钼球壳堆热膨胀瞬态验证了程序耦合计算的正确性。结果表明,对于西安脉冲堆算例,脉冲峰值功率与平均温升的相对偏差分别约为3.9%与1.6%;对于金属铀-钼球壳堆算例,金属球壳外表面位移最大相对偏差约为0.71%。对于气冷微堆,仅考虑燃料多普勒效应时,堆芯温度迅速超出2000 K的设计安全阈值,而考虑热膨胀效应后堆芯可以稳定运行,说明对于这种快谱型微堆,热膨胀反馈效应已经成为负反馈效应的主导因素。 展开更多
关键词 点堆 微堆 核-热-力耦合 MOOSE
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西安脉冲堆全厂断电ATWS事故仿真分析
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作者 陈森 李华琪 +5 位作者 李达 陈立新 石磊太 田晓艳 罗小飞 朱磊 《现代应用物理》 2026年第1期57-64,共8页
采用ISAA-TRIGA程序计算了西安脉冲堆(Xi’an Pulsed Reactor,XAPR)全厂断电未能紧急停堆的预期运行瞬变(anticipated operational transient without scram,ATWS)引起的超设计基准事故,得到了堆芯热工水力参数和燃料棒的力学行为响应... 采用ISAA-TRIGA程序计算了西安脉冲堆(Xi’an Pulsed Reactor,XAPR)全厂断电未能紧急停堆的预期运行瞬变(anticipated operational transient without scram,ATWS)引起的超设计基准事故,得到了堆芯热工水力参数和燃料棒的力学行为响应特性。计算结果表明:XAPR发生全厂断电ATWS事故后,堆芯冷却剂被不断加热,在1790 s时首次被加热至饱和,在负反应性反馈的作用下,1795 s时堆芯功率降低至约1 MW;4670 s后堆芯冷却剂流动出现波动,使得堆芯流量、压力和燃料温度出现波动;38800 s时堆水池冷却剂温度达到饱和状态,顶部燃料出现明显的温度上升;当液位降低至上栅板,自然循环能力失效,堆芯其他燃料温度逐渐出现上升现象,此时堆芯功率已经很低,燃料温度没有出现急剧上升现象。在该事故过程中燃料最高温度为1333.6 K,未超过燃料熔化温度。第一环113单元内燃料包壳环向应力的最大值为12 MPa,燃料包壳应变最大值为0.25%,事故中燃料棒包壳未发生破裂。本文计算结果表明西安脉冲堆在全厂断电ATWS事故下具有较好的安全性。 展开更多
关键词 西安脉冲堆 全场断电 预期运行瞬变 事故分析
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Conceptual design and preliminary feasibility study of fluid‑driven suspended control rods for molten salt reactors
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作者 Jin‑Tong Cao Gui‑Feng Zhu +4 位作者 Chang‑Qing Yu Ya‑Fen Liu Yang Zou Rui Yan Hong‑Jie Xu 《Nuclear Science and Techniques》 2026年第1期225-243,共19页
Molten salt reactors,being the only reactor type among Generation Ⅳ advanced nuclear reactors that utilize liquid fuels,offer inherent safety,high-temperature,and low-pressure operation,as well as the capability for ... Molten salt reactors,being the only reactor type among Generation Ⅳ advanced nuclear reactors that utilize liquid fuels,offer inherent safety,high-temperature,and low-pressure operation,as well as the capability for online fuel reprocessing.However,the fuel-salt flow results in the decay of delayed neutron precursors(DNPs)outside the core,causing fluctuations in the effective delayed neutron fraction and consequently impacting the reactor reactivity.Particularly in accident scenarios—such as a combined pump shutdown and the inability to rapidly scram the reactor—the sole reliance on negative temperature feedback may cause a significant increase in core temperature,posing a threat to reactor safety.To address these problems,this paper introduces an innovative design for a passive fluid-driven suspended control rod(SCR)to dynamically compensate for reactivity fluctuations caused by DNPs flowing with the fuel.The control rod operates passively by leveraging the combined effects of gravity,buoyancy,and fluid dynamic forces,thereby eliminating the need for an external drive mechanism and enabling direct integration within the active region of the core.Using a 150 MWt thorium-based molten salt reactor as the reference design,we develop a mathematical model to systematically analyze the effects of key parameters—including the geometric dimensions and density of the SCR—on its performance.We examine its motion characteristics under different core flow conditions and assess its feasibility for the dynamic compensation of reactivity changes caused by fuel flow.The results of this study demonstrate that the SCR can effectively counteract reactivity fluctuations induced by fuel flow within molten salt reactors.A sensitivity analysis reveals that the SCR’s average density exerts a profound impact on its start-up flow threshold,channel flow rate,resistance to fuel density fluctuations,and response characteristics.This underscores the critical need to optimize this parameter.Moreover,by judiciously selecting the SCR’s length,number of deployed units,and the placement we can achieve the necessary reactivity control while maintaining a favorable balance between neutron economy and heat transfer performance.Ultimately,this paper provides an innovative solution for the passive reactivity control in molten salt reactors,offering significant potential for practical engineering applications. 展开更多
关键词 Molten salt reactor DNP flow-induced reactivity Passive control Suspended control rod
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某核电机组汽水分离再热系统阀杆断裂失效分析
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作者 方力 胡则栋 朱平 《阀门》 2026年第1期101-106,共6页
某核电机组二级疏水箱正常疏水阀1GSS171VL阀杆断裂,导致机组被迫降功率运行。为明确失效原因,本文采用宏观分析、化学成分分析、硬度测试、显微组织检验结合拉伸及冲击性能测试的方法对阀杆进行检测,并同步分析阀门内件磨损情况。结果... 某核电机组二级疏水箱正常疏水阀1GSS171VL阀杆断裂,导致机组被迫降功率运行。为明确失效原因,本文采用宏观分析、化学成分分析、硬度测试、显微组织检验结合拉伸及冲击性能测试的方法对阀杆进行检测,并同步分析阀门内件磨损情况。结果表明:阀杆基材的化学成分、拉伸及冲击性能均符合标准要求;但断裂位置存在补焊痕迹,其外圈显微组织为奥氏体+铁素体,硬度低于标准值,形成强度薄弱点。此外,阀门长期处于闪蒸工况,频繁调节导致碟簧磨损,压缩量不足,进而引发先导阀与主阀芯持续撞击,产生交变应力。最终,补焊薄弱点在长期交变应力作用下发生断裂。本研究为类似阀门的选型优化与维修提供技术参考。 展开更多
关键词 阀杆断裂 失效分析 闪蒸工况 补焊
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美完成氯化物熔盐实验堆首批燃料盐制备
15
作者 伍浩松 孟雨晨 《国外核新闻》 2026年第1期29-29,共1页
【美国能源部核能办公室网站2025年12月3日报道】美国爱达荷国家实验室(INL)近日宣布,其研究团队已成功制备氯化物熔盐实验堆(MCRE)首批燃料盐,标志着全球首个氯化物熔盐快堆实验项目取得重要进展。此次制备工作依托新建成的燃料盐合成... 【美国能源部核能办公室网站2025年12月3日报道】美国爱达荷国家实验室(INL)近日宣布,其研究团队已成功制备氯化物熔盐实验堆(MCRE)首批燃料盐,标志着全球首个氯化物熔盐快堆实验项目取得重要进展。此次制备工作依托新建成的燃料盐合成生产线开展,是推动MCRE建设和运行的核心环节之一。MCRE旨在验证采用熔融氯化物盐兼作燃料与冷却剂的快堆技术可行性,为未来先进反应堆商业化部署提供关键数据支撑。 展开更多
关键词 爱达荷国家实验室 燃料盐 氯化物熔盐实验堆
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美企交付“贝利”军用移动微堆首个完整堆芯燃料
16
作者 伍浩松 孟雨晨 《国外核新闻》 2026年第1期21-21,共1页
【美国BWX技术公司网站2025年12月2日报道】美国陆军、国防部战略能力办公室、爱达荷国家实验室(INL)、BWX技术公司(BWX Technologies)近日联合宣布,“贝利”项目首个完整堆芯燃料已运抵爱达荷国家实验室,标志着美首个军用移动微堆建设... 【美国BWX技术公司网站2025年12月2日报道】美国陆军、国防部战略能力办公室、爱达荷国家实验室(INL)、BWX技术公司(BWX Technologies)近日联合宣布,“贝利”项目首个完整堆芯燃料已运抵爱达荷国家实验室,标志着美首个军用移动微堆建设项目取得重要进展。“贝利”项目由美国国防部战略能力办公室于2020年发起,旨在推动军用移动微堆研发与首堆建设。“贝利”首堆为1500千瓦高温气冷堆,采用模块化设计,具备良好的运输适应性。整套系统可拆解装入4个20英尺(6.1米)标准集装箱,支持公路、铁路、空运和水运等多种运输方式。 展开更多
关键词 军用移动微堆 完整堆芯燃料 贝利项目
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核电站换料水池水闸门围堰装置的研发与应用
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作者 彭峰 《设备管理与维修》 2026年第3期168-171,共4页
M310压水堆大修机组在水闸门实施换料水池隔离期间,一旦发生密封失效工况将造成硼酸水泄漏,影响机组状态控制,需采取措施实现对换料水池的二次密封隔离。结合水闸门结构要素、换料水池兼容性、不锈钢覆面密封可靠性等要求,分析换料水池... M310压水堆大修机组在水闸门实施换料水池隔离期间,一旦发生密封失效工况将造成硼酸水泄漏,影响机组状态控制,需采取措施实现对换料水池的二次密封隔离。结合水闸门结构要素、换料水池兼容性、不锈钢覆面密封可靠性等要求,分析换料水池二次密封隔离的关键技术及解决方案,并研发成套水闸门围堰装置。试验验证和现场应用结果表明,该装置的结构设计、密封性能和维修工艺合理有效,技术指标满足设计要求,具备换料水池的二次密封隔离防护功能,可为机组换料大修工作提供技术保障。 展开更多
关键词 换料水池 水闸门 围堰装置
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美爱达荷公布首批MARVEL微堆应用试验项目
18
作者 伍浩松 王兴春 《国外核新闻》 2026年第1期20-20,共1页
【美国爱达荷国家实验室网站2025年12月4日报道】美国爱达荷国家实验室(INL)近日公布了首批入选微堆应用研究、验证与评估计划(MARVEL)的五个终端用户试验项目,涵盖数据中心应用、先进反应堆技术验证以及核能过程热利用等方向。MARVEL... 【美国爱达荷国家实验室网站2025年12月4日报道】美国爱达荷国家实验室(INL)近日公布了首批入选微堆应用研究、验证与评估计划(MARVEL)的五个终端用户试验项目,涵盖数据中心应用、先进反应堆技术验证以及核能过程热利用等方向。MARVEL是爱达荷国家实验室正在研制的一种钠-钾合金冷却微型反应堆,热功率85千瓦、电功率20千瓦。该反应堆将部署于爱达荷国家实验室瞬态反应堆试验设施(TREAT),计划于2027年底投入运行。作为美国首个可供工业界直接使用的微堆试验平台,MARVEL将用于验证微堆运行模式及多场景应用,并通过接入实验室微电网开展综合测试。 展开更多
关键词 微堆应用研究 微堆评估 爱达荷国家实验室
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核电站应急母线失电分析和应对措施
19
作者 黎斌 《设备管理与维修》 2026年第3期129-131,共3页
对秦山第二核电厂的一条应急母线失电工况进行负荷分析,并提出失电时的处理思路,制定恢复供电策略,从而保障反应堆的安全运行;同时为运行人员应对该故障提供技术指导。
关键词 应急母线 失电 A列配电盘
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钍基熔盐堆:技术攻坚中的挑战与突破
20
作者 田力 《能源》 2026年第2期85-88,共4页
作为第四代先进核能系统的核心代表,钍基熔盐堆以其钍资源利用率高、安全性好、核废料少等突出优势,成为破解我国能源结构转型与核燃料供给困境的重要方向。近年来,我国在该领域实现了从跟跑到领跑的跨越,建成了全球唯一运行的钍基熔盐... 作为第四代先进核能系统的核心代表,钍基熔盐堆以其钍资源利用率高、安全性好、核废料少等突出优势,成为破解我国能源结构转型与核燃料供给困境的重要方向。近年来,我国在该领域实现了从跟跑到领跑的跨越,建成了全球唯一运行的钍基熔盐实验堆并完成了关键技术验证,但从实验堆到商业化应用仍需攻克一系列技术难关。 展开更多
关键词 安全性 钍资源利用率 钍基熔盐堆
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