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Design and Comparative Analysis of Small Modular Reactors for Nuclear Marine Propulsion of a Ship 被引量:1
1
作者 Monirul Hoque A. Z. M. Salauddin Md. Reaz Hasan Khondoker 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2018年第3期136-145,共10页
The fast growth in the size and difficulty of nuclear power plant in the 1970s produced an interest in smaller, modest designs that are intrinsically safe over the usage of design features. With the development of nuc... The fast growth in the size and difficulty of nuclear power plant in the 1970s produced an interest in smaller, modest designs that are intrinsically safe over the usage of design features. With the development of nuclear technology, there is the need for revolution in the Maritime sector, especially the advance marine propulsion. In current years, numerous reactor manufacturers are dynamically improving small modular reactor designs with even superior use of safety features. Several designs integrate the ultimate in greater safety. They totally remove specific accident initiators from the design. Other design features benefit to reduce different types of accident or help to mitigate the accident’s consequences. Although some safety features are mutual to maximum SMR designs, irrespective of the coolant technology, other features are specific to liquid-metal cooled, water, gas, or SMR designs. Results: There have been more reactor concepts investigated in the marine propulsion area by different assemblies and research laboratories than in the power generation field, and much can be learned from their experience for land applications. The extensive use of safety features in SMRs potential to make these power plants extremely vigorous, protecting both the public and the investor. Conclusion: For these two considerations, it is recognized that a nuclear reactor is the ideal engine for naval advanced propulsion. The paper will present the work to analyze the concept design of SMRs and design a modular vessel consisting of a propulsion module. 展开更多
关键词 Design Analysis SMALL MODULAR reactor (SMR) MARINE PROPULSION NUCLEAR ship
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船舶核动力技术发展和展望
2
作者 胡可一 王冰 《船舶》 2025年第5期1-13,共13页
随着海事业脱碳化进程的不断发展,特别是国际海事组织海洋环境保护委员会第80次会议提出在2050年实现净零排放的目标后,液氨、液氢、绿色甲醇、液化天然气等低碳/零碳燃料成为业界热点,相关规模化应用持续加速,核能作为清洁能源之一也... 随着海事业脱碳化进程的不断发展,特别是国际海事组织海洋环境保护委员会第80次会议提出在2050年实现净零排放的目标后,液氨、液氢、绿色甲醇、液化天然气等低碳/零碳燃料成为业界热点,相关规模化应用持续加速,核能作为清洁能源之一也引起广泛关注。随着第四代小型模块化反应堆(small modular reactor,SMR)技术的发展,其在提升反应堆本质安全属性的同时,也降低了辐射泄漏的风险,使核动力成为大型商船推进方式的可行方案。该文从海事业脱碳需求出发,概述了目前船舶核动力推进方式,重点关注第四代SMR的最新技术发展,分析其作为船用小堆的发展潜力,并提出船用小堆上船应用需关注的关键因素。此外,该文还重点分析了熔盐反应堆(特别是钍基固态熔盐反应堆)在民用船舶领域独特的应用优势,并对SMR在苏伊士型油轮、超大型集装箱船和浮动供电平台上的应用进行分析和展望,以期为船舶核动力的后续工程化应用提供理论支撑和参考。 展开更多
关键词 航运脱碳 船舶核动力 小型模块化反应堆 船用小堆 熔盐反应堆 钍基燃料
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海洋条件对船用核动力堆余热排出系统特性的影响 被引量:20
3
作者 苏光辉 张金玲 +2 位作者 郭玉君秋穗正 喻真烷 贾斗南 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第6期487-491,共5页
针对非能动余热排出系统,研究并建立了数学模型。采用吉尔方法,用结构化程序设计语言FORTRAN77编制了程序MISAP02,分析计算了起伏、倾斜、摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响... 针对非能动余热排出系统,研究并建立了数学模型。采用吉尔方法,用结构化程序设计语言FORTRAN77编制了程序MISAP02,分析计算了起伏、倾斜、摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响。结果表明:在海洋条件下,自然循环流量和除热能力受到了影响。 展开更多
关键词 船用核动力堆 自然循环 起伏 倾斜 摇摆
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海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究现状 被引量:12
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作者 马建 李隆键 +2 位作者 黄彦平 黄军 王艳林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期91-96,共6页
海洋条件下舰船反应堆的热工水力特性对于舰船航行的安全性和可靠性有十分重要的影响,各国研究者为此开展了大量的研究工作。本文基于亚洲各国公开发表的海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究的文献资料,回顾和概括这一研究领域在研究... 海洋条件下舰船反应堆的热工水力特性对于舰船航行的安全性和可靠性有十分重要的影响,各国研究者为此开展了大量的研究工作。本文基于亚洲各国公开发表的海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究的文献资料,回顾和概括这一研究领域在研究方法、研究内容和典型研究结果诸方面的现状,通过掌握已有研究成果,分析其不足之处,提出开展相关研究的建议。 展开更多
关键词 海洋条件 舰船反应堆 热工水力特性
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基于剂量监测的船用反应堆破损燃料元件燃耗分析 被引量:7
5
作者 杨磊 徐少华 +1 位作者 张帆 陈文振 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期974-978,共5页
分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中134Cs、137Cs的放射性活度与破损燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度之间的关系,同时也分析了燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式... 分析了船用堆燃料元件破损后冷却剂中134Cs、137Cs的放射性活度与破损燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度之间的关系,同时也分析了燃料元件中134Cs、137Cs的放射性活度与燃料元件燃耗之间的关系。由分析得到破损燃料元件燃耗的计算公式,为进一步定位破损元件提供理论依据。 展开更多
关键词 船用反应堆 燃料元件 活度 燃耗
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船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析 被引量:6
6
作者 张彦招 张帆 +1 位作者 赵新文 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1565-1571,共7页
以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来... 以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。 展开更多
关键词 船用堆 大破口失水事故 裂变产物 源项
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舰船用反应堆停堆氙毒特性仿真研究 被引量:3
7
作者 张帆 朱波 +1 位作者 蔡章生 桂学文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期67-71,共5页
结合船用堆的特点,对核电站反应堆正方形燃料组件堆芯仿真软件进行修改和移植,开发可用于研究船用堆非干净六边形燃料组件堆芯中毒碘坑的堆芯仿真软件。应用该软件,对燃耗为30 MW.d的某反应堆进行了碘坑仿真,并与点模型仿真结果进行了... 结合船用堆的特点,对核电站反应堆正方形燃料组件堆芯仿真软件进行修改和移植,开发可用于研究船用堆非干净六边形燃料组件堆芯中毒碘坑的堆芯仿真软件。应用该软件,对燃耗为30 MW.d的某反应堆进行了碘坑仿真,并与点模型仿真结果进行了比较。结果表明:点模型的仿真结果偏小,用本软件进行仿真,平衡氙毒计算值与实测值间的偏差为-0.8%,最大氙毒计算值与实测值间的偏差为-4.3%,碘坑计算值与实测值间的偏差为-0.5%。本软件仿真结果符合实际运行规律和物理规律,因此,本软件可准确模拟碘坑中毒,对提高船用堆机动性和安全运行有重要的理论意义和应用价值。 展开更多
关键词 氙毒 碘坑 船用反应堆 仿真
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船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析 被引量:2
8
作者 陈玉清 杨磊 刘俊腾 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期376-380,共5页
船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分... 船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案。本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值。 展开更多
关键词 船用堆 堆舱 失水事故 控制体 RELAP5/MOD3.2
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船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析 被引量:1
9
作者 杨磊 陈文振 +1 位作者 赵新文 祁杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期301-304,共4页
针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下... 针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下燃料元件的完整性。结果表明:在发生该类叠加事故后,热阱丧失,反应堆的剩余热将无法导出,堆芯燃料元件会发生大面积破损。研究结果可为运行人员的事故处理和操作提供参考。 展开更多
关键词 船用堆 中破口失水事故 全部电源丧失事故 RELAP5
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船用堆滨海地区断电事故放射性烟羽扩散研究 被引量:1
10
作者 晏峰 陈力生 张帆 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2016年第6期32-37,共6页
采用高斯分段烟羽模型估算了滨海地区某船用堆发生断电事故后放射性核素在港区10km范围内的大气扩散规律,计算中源项数据由MELCOR程序计算获得,计算分析采用放射性后果评价软件MACCS进行。研究表明:在距释放源一定范围内,释放高度、大... 采用高斯分段烟羽模型估算了滨海地区某船用堆发生断电事故后放射性核素在港区10km范围内的大气扩散规律,计算中源项数据由MELCOR程序计算获得,计算分析采用放射性后果评价软件MACCS进行。研究表明:在距释放源一定范围内,释放高度、大气稳定度、尾流都对放射性核素扩散有较大影响;降雨量对I131扩散有较大影响,但对Xe133扩散没有影响。该研究可为进一步研究应急决策及应急计划区的划分提供技术支持。 展开更多
关键词 船用堆 MELCOR MACCS 放射性烟羽 扩散
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碘坑内启堆氙毒反应性研究 被引量:2
11
作者 黎浩峰 许国军 +1 位作者 陈文振 朱倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期198-202,共5页
本文研究反应堆碘坑内的启动问题,导出了热堆在碘坑内启动时氙毒反应性、碘和氙浓度随时间变化的解析表达式。通过对所得解析解的计算分析,对碘坑内启动问题有了更全面、本质了解。反应堆停堆前的运行功率、碘坑内启动功率及启动时所处... 本文研究反应堆碘坑内的启动问题,导出了热堆在碘坑内启动时氙毒反应性、碘和氙浓度随时间变化的解析表达式。通过对所得解析解的计算分析,对碘坑内启动问题有了更全面、本质了解。反应堆停堆前的运行功率、碘坑内启动功率及启动时所处的碘坑内的位置等均将影响到启堆后氙毒反应性的变化规律,所处条件的不同可能导致完全不同的变化规律。另外,碘坑内启堆的时间对反应堆启堆时的安全也是1个重要的影响因素。本文所得结论对提高核动力船只的机动性和安全运行有一定的理论意义和参考价值。 展开更多
关键词 氙毒 碘坑 反应性 船用反应堆
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船用堆断电事故仿真及源项滞留分析 被引量:1
12
作者 晏峰 陈力生 张帆 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期114-121,共8页
以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次... 以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次之,回路滞留量最少;各放射性核素在系统中滞留量也不相同,惰性气体滞留比例最小,仅为0.338 2%;卤素滞留量也相对较小,为3.848%;其余核素滞留比例都较高。本文研究结果可为进一步事故缓解研究及船外应急研究提供依据。 展开更多
关键词 船用堆 MELCOR 全船断电事故 仿真 滞留量
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中子倍增理论应用于碘坑仿真研究 被引量:1
13
作者 郝建立 陈文振 王少明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第7期842-846,共5页
采用中子倍增理论对碘坑仿真进行研究:首先,建立碘坑仿真模型;然后,将碘坑仿真模型对不同初始功率下反应堆突然停堆后的氙毒反应性变化进行计算,并将所得结果与点堆模型进行比较,计算结果表明,碘坑深度和初始功率呈线性关系;最后,将碘... 采用中子倍增理论对碘坑仿真进行研究:首先,建立碘坑仿真模型;然后,将碘坑仿真模型对不同初始功率下反应堆突然停堆后的氙毒反应性变化进行计算,并将所得结果与点堆模型进行比较,计算结果表明,碘坑深度和初始功率呈线性关系;最后,将碘坑仿真模型应用于反应堆碘坑内机动性研究。本工作所得结论对反应堆安全分析和控制运行有一定的理论意义和参考价值。 展开更多
关键词 碘坑 中子倍增 船用反应堆 氙毒
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船用堆失水事故元件包壳破损温度阈值及气隙释放后果计算研究
14
作者 张帆 张彦招 +1 位作者 赵新文 商学利 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第1期106-112,共7页
针对船用堆特殊安全性要求,对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设,采用最佳估算模型,得到合理的温度阈值,并采用MELCOR程序对典型破口事故下包壳破损份额及气隙释放的放射性后果进行了计算。计算结果为评估舱... 针对船用堆特殊安全性要求,对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设,采用最佳估算模型,得到合理的温度阈值,并采用MELCOR程序对典型破口事故下包壳破损份额及气隙释放的放射性后果进行了计算。计算结果为评估舱室剂量、保障运行人员安全提供了依据。 展开更多
关键词 船用堆 包壳破损 气隙释放 放射性后果
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基于移相电抗器的电力推进船舶电网谐波抑制 被引量:15
15
作者 周丽霞 尹忠东 肖湘宁 《电工技术学报》 EI CSCD 北大核心 2007年第8期90-94,共5页
电力推进船舶电网是一个典型的独立供电系统,由于发电容量有限,对非线性负荷的抗干扰能力比较差,尤其是随着电力电子技术在船舶上的广泛应用,电能变换过程中的非线性现象加重,由此带来的谐波等电能质量问题不容忽视。相对于采用组网方... 电力推进船舶电网是一个典型的独立供电系统,由于发电容量有限,对非线性负荷的抗干扰能力比较差,尤其是随着电力电子技术在船舶上的广泛应用,电能变换过程中的非线性现象加重,由此带来的谐波等电能质量问题不容忽视。相对于采用组网方式形成的大电网而言,独立小电网的系统短路容量较小,而谐波源相对容量较大,因此,谐波造成的影响就会更大。本文提出了一种采用移相电抗器的方法来抑制这种独立电网的谐波,并对移相绕组的配置和移相角的选择进行了分析,基于EMTDC/PSCAD的仿真结果验证了所提方案的正确性和有效性。 展开更多
关键词 电力推进船舶 独立供电系统 移相电抗器 谐波抑制
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船用堆断电事故仿真及源项滞留分析
16
作者 晏峰 陈力生 张帆 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期256-262,共7页
以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次... 以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次之,回路滞留量最少;各放射性核素在系统中滞留量也不相同,惰性气体滞留比例最小,仅为0.338 2%;卤素滞留量也相对较小,为3.848%;其余核素滞留比例都较高。本文研究结果可为进一步事故缓解研究及船外应急研究提供依据。 展开更多
关键词 船用堆 MELCOR 全船断电事故 仿真 滞留量
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扩容蒸发器在船用核动力装置中的应用
17
作者 王金华 周耀中 张亚军 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第4期326-330,共5页
由于舰船上空间的限制和机动性的要求 ,须对系统作进一步简化。用扩容蒸发器来代替传统的蒸汽发生器 ,不但使供热堆系统得到了极大的简化 ,而且系统的安全性和可靠性也得到了提高 ,比较适合用作舰船上的小型核动力装置。
关键词 扩容蒸发器 船用核动力装置 供热堆 扩容蒸发 舰船
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船用堆包壳破损状态下运行安全研究
18
作者 王伟 陈玉清 +1 位作者 傅晟威 于亮 《舰船电子工程》 2022年第7期148-152,共5页
利用热工水力分析程序RELAP5/MOD3.2建立了船用堆破损燃料元件的仿真计算模型,通过合理设置传热边界条件,确保了计算结果的保守性。分析了包壳破损状态下不同运行寿期、不同运行功率及不同破损位置等关键因素对破损燃料元件温度场的影响... 利用热工水力分析程序RELAP5/MOD3.2建立了船用堆破损燃料元件的仿真计算模型,通过合理设置传热边界条件,确保了计算结果的保守性。分析了包壳破损状态下不同运行寿期、不同运行功率及不同破损位置等关键因素对破损燃料元件温度场的影响,获取了包壳破损状态下的运行安全限值及安全裕度。研究结果能够为包壳破损状态下的安全运行及安全策略的制定提供指导和帮助。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.2 船用堆 包壳破损 安全限值
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10 MW高温气冷堆乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的研制 被引量:1
19
作者 刘继国 肖宏伶 王伟成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期72-74,共3页
文章主要介绍10 MW高温气冷堆(HTR-10)乏燃料元件转运罐罐盖封压机构的结构、功能、设计参数和工作原理。实验室和现场安装后的调试试验以及实际运行操作表明,该机构运行良好、可靠,完全满足HTR-10的使用和安全要求。
关键词 10MW高温气冷实验堆 乏燃料元件转运罐 罐盖封压机构 工作原理
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核动力舰船堆芯应急冷却供电系统分析 被引量:5
20
作者 薛伟 葛宋 马晓晨 《舰船科学技术》 北大核心 2013年第10期155-157,共3页
堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却... 堆芯应急冷却系统用于反应堆事故停堆后堆芯余热的移除,对于核动力舰船的安全性至关重要。此系统的运行需要持续、可靠的应急供电系统提供电源。本文分析"北极"号核动力破冰船和"戴高乐"号核动力航母堆芯应急冷却供电系统的特点,并结合美国核动力航母应急原动机和蓄电池的配备情况,初步探讨了其堆芯应急冷却供电系统的布置,最后总结得出核动力舰船堆芯应急冷却供电系统的设计原则。 展开更多
关键词 核动力舰船 核反应堆 应急堆芯冷却系统 供电系统
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