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Design of the material performance test apparatus for high temperature gas-cooled reactor 被引量:1
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作者 REN Cheng YANG Xing Tuan +2 位作者 LI Cong Xin LIU Zhi Yong JIANG Sheng Yao 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2013年第6期132-136,共5页
Most materials can be easily corroded or ineffective in carbonaceous atmospheres at high temperatures in the reactor core of the high temperature gas-cooled reactor(HTGR).To solve the problem,a material performance te... Most materials can be easily corroded or ineffective in carbonaceous atmospheres at high temperatures in the reactor core of the high temperature gas-cooled reactor(HTGR).To solve the problem,a material performance test apparatus was built to provide reliable materials and technical support for relevant experiments of the HTGR.The apparatus uses a center high-purity graphite heater and surrounding thermal insulating layers made of carbon fiber felt to form a strong carbon reducing atmosphere inside the apparatus.Specially designed tungsten rhenium thermocouples which can endure high temperatures in carbonaceous atmospheres are used to control the temperature field.A typical experimental process was analyzed in the paper,which lasted 76 hours including seven stages.Experimental results showed the test apparatus could completely simulate the carbon reduction atmosphere and high temperature environment the same as that confronted in the real reactor and the performance of screened materials had been successfully tested and verified.Test temperature in the apparatus could be elevated up to 1600oC,which covered the whole temperature range of the normal operation and accident condition of HTGR and could fully meet the test requirements of materials used in the reactor. 展开更多
关键词 高温气冷反应堆 性能测试装置 屏蔽材料 设计 性能试验装置 高温气冷堆 还原气氛 实验过程
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Reactor protection system testing for the solid fuel thorium molten salt reactor
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作者 Zhen-Bao Liu Ye Liu +1 位作者 Gui-Min Liu Jie Hou 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2016年第5期238-246,共9页
Safety system testing is one of the most rigorous and time-consuming requirements in the verification and validation process for reactor protection systems(RPSs).This paper presents the development of a test system fo... Safety system testing is one of the most rigorous and time-consuming requirements in the verification and validation process for reactor protection systems(RPSs).This paper presents the development of a test system for the fully digital and field-programmable gate array-based RPS of the solid fuel(SF) thorium-breeding molten salt pebble bed fluoride salt-cooled reactor(TMSR),denoted as the TMSR-SF1 project,developed by the Chinese Academy of Sciences.The test system is applied to the RPS to ensure that it fully meets its designed functions and system specifications.We first introduce the testing principles and methods.Then,the hardware component designs and the software program development of the test system are discussed.Finally,the test process and test results are discussed and summarized. 展开更多
关键词 反应堆保护系统 试验过程 固体燃料 熔盐 现场可编程门阵列 测试系统 设计功能
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R&D of High Current Balance Reactors
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作者 李金超 许留伟 +5 位作者 宋执权 傅鹏 郭斌 李森 董琳 王敏 《Plasma Science and Technology》 SCIE EI CAS CSCD 2014年第5期540-544,共5页
The design of high current balance reactors used in the ITER DC testing platform is presented,which is verified by simulations with finite element method software,and the reactors are fabricated and tested according t... The design of high current balance reactors used in the ITER DC testing platform is presented,which is verified by simulations with finite element method software,and the reactors are fabricated and tested according to the design output.These reactors are chosen as multilayer multi-turn structure and cooled by water.The multilayer multi-turn structure is usually selected by some high voltage reactors,but is seldom used in high current situations.The analysis and testing results indicate that the multilayer multi-turn structure is also feasible for high current reactors with many advantages,and is of considerable significance to similar applications. 展开更多
关键词 ITER DC testing platform balance reactor multilayer multi-turn structure finite element method
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Control rod drive for high temperature gas cooled reactor
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作者 DengJun-Xian XuJi-Ming 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 1998年第1期45-46,共2页
ControlroddriveforhightemperaturegascooledreactorDengJunXian,XuJiMing,XiaoShuRu,ZhangHan,YangShenHua,LiuAiJu... ControlroddriveforhightemperaturegascooledreactorDengJunXian,XuJiMing,XiaoShuRu,ZhangHan,YangShenHua,LiuAiJun,ZhangEnH... 展开更多
关键词 核反应堆 高温气体冷却 控制棒驱动
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基于低浓铀燃料医用同位素试验堆的^(99)Mo分离工艺研究
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作者 王海军 孙志中 +5 位作者 耿自胜 罗柯宇 邓雨 陈云明 罗宁 张劲松 《同位素》 2025年第1期22-29,共8页
医用同位素试验堆是以硝酸铀酰溶液为燃料,生产^(99)Mo具有一定优势,已成为医用同位素生产的重要方法。低浓铀燃料是研究堆发展的趋势,在低浓铀条件下医用同位素试验堆的^(99)Mo分离工艺至关重要。本研究主要对低浓铀燃料的医用同位素... 医用同位素试验堆是以硝酸铀酰溶液为燃料,生产^(99)Mo具有一定优势,已成为医用同位素生产的重要方法。低浓铀燃料是研究堆发展的趋势,在低浓铀条件下医用同位素试验堆的^(99)Mo分离工艺至关重要。本研究主要对低浓铀燃料的医用同位素试验堆^(99)Mo分离进行深入研究,结果显示,联合使用球形氧化铝柱、α-安息香肟柱和活性炭柱工艺,能够实现^(99)Mo提取、分离和纯化。此外,使用该工艺在低浓铀模拟燃料溶液中对Mo的分离效果进行验证,得到Mo回收率为75.7%,杂质也满足要求。该工艺不仅提高了医用同位素试验堆在低浓铀燃料条件下^(99)Mo的产率,更为医用同位素试验堆的低浓化奠定了基础,具有较大的应用价值。 展开更多
关键词 ^(99)Mo 医用同位素试验堆 ^(99)Mo分离工艺 球形氧化铝 α-安息香肟
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T3 Loop Test试验误起柴油机原因分析及改进
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作者 王希河 《电子技术应用》 2023年第S01期191-195,共5页
基于TRICON平台的反应堆保护系统T3 Loop Test试验主要验证Tricon机柜与非安全相关一层DCS系统及第三方系统的硬接线连接的正确性。在方家山机组调试期间发生了T3试验误起柴油机的事件,通过对事件的分析,发现了T3 Loop Test试验程序存... 基于TRICON平台的反应堆保护系统T3 Loop Test试验主要验证Tricon机柜与非安全相关一层DCS系统及第三方系统的硬接线连接的正确性。在方家山机组调试期间发生了T3试验误起柴油机的事件,通过对事件的分析,发现了T3 Loop Test试验程序存在的设计隐患,并进行了改进,成功消除了该项设计隐患,保障了核电站的安全稳定运行。 展开更多
关键词 TRICON 反应堆保护系统 T3试验 loop test 柴油机
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水冷固态包层实验模块热-机械耦合分析及结构优化
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作者 陈义保 于向滨 梁美 《烟台大学学报(自然科学与工程版)》 2025年第3期357-364,共8页
水冷固态陶瓷增殖剂包层实验模块为中国聚变工程实验堆(CFETR)候选包层模块,为了考察其能否满足用于演示和验证包层相关技术的设计要求,采用CATIA三维建模软件对结构进行了各部件合理建模及简化,并利用ANSYS有限元分析方法对简化后的模... 水冷固态陶瓷增殖剂包层实验模块为中国聚变工程实验堆(CFETR)候选包层模块,为了考察其能否满足用于演示和验证包层相关技术的设计要求,采用CATIA三维建模软件对结构进行了各部件合理建模及简化,并利用ANSYS有限元分析方法对简化后的模型在40 MW聚变功率下进行了热-机械耦合分析。分析结果显示,包层各部分材料的最高温度均未超过温度极限,温度场前提下各部件结构的应力只有部分满足SDC设计标准,对未满足标准的结构进行合理优化,优化后仿真结果显示均满足设计要求。有限元计算结果为结构进一步优化提供参考及数据支撑。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆(CFETR) 热-机械耦合 有限元分析
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一体化快堆堆内净化用高温浸没泵性能试验研究
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作者 李煦 耿晓 +3 位作者 姚泽文 禹春利 吴鹏 於根芳 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期111-119,共9页
在中国原子能科学研究院的一体化快堆项目中,为实现一回路钠不出堆,防止放射性钠泄漏,采用堆内冷阱净化钠中杂质,使一回路的钠在堆容器内部完成净化。为适应堆内冷阱净化需求,需重新研发堆内钠泵送装置。本文设计了适用于堆内冷阱的高... 在中国原子能科学研究院的一体化快堆项目中,为实现一回路钠不出堆,防止放射性钠泄漏,采用堆内冷阱净化钠中杂质,使一回路的钠在堆容器内部完成净化。为适应堆内冷阱净化需求,需重新研发堆内钠泵送装置。本文设计了适用于堆内冷阱的高温浸没泵,浸没泵从钠池中抽钠,通过顶部出口将钠输入堆内冷阱内筒中,为钠在冷阱内的循环净化提供稳定、可调节的动力。针对高温浸没泵样机,开展了模拟堆内钠环境下的性能试验,得到了浸没泵在不同电力条件时的流量-扬程曲线、流量-效率曲线、流量-功率曲线,以及关键部件温度等试验值,并将试验结果与仿真计算结果进行分析比较。结果表明,所研发的浸没泵样机在高温(360℃)钠介质环境、额定工况下,能够满足流量8 m^(3)/h、扬程0.2 MPa的工程需求,同时实际绕组线圈温度低于安全运行温度(450℃),满足设计要求。上述结果为进一步服务堆内净化提供了支持。 展开更多
关键词 一体化快堆 浸没泵 性能试验 仿真计算
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基于PXI和Teststand的模拟保护卡件自动测试工装设计
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作者 侯聪聪 徐坤 《仪表技术》 2023年第6期77-81,共5页
核反应堆的模拟保护系统具有较高的可靠性,运用脉冲试验,可使其具有充分的在役测试能力。作为模拟保护系统的组成部分,卡件具有模拟计算功能和逻辑运算功能。针对常规卡件测试耗时、费力等弊端,设计一套基于PXI和Teststand的自动化测试... 核反应堆的模拟保护系统具有较高的可靠性,运用脉冲试验,可使其具有充分的在役测试能力。作为模拟保护系统的组成部分,卡件具有模拟计算功能和逻辑运算功能。针对常规卡件测试耗时、费力等弊端,设计一套基于PXI和Teststand的自动化测试工装。通过对自动化测试原理和测试资源的分析,实现了硬件设备的选型,以及对开关网络、接线和系统结构的设计;以Teststand软件和LabVIEW语言为软件编程环境,完成测试流程的设计。借助一块辅助电路板,将工装自身的电源和多用表短接,实现了工装的自动化检测,确保工装在使用前处于完好可用状态。测试结果表明,卡件的测试时间为人工的1/5,卡件的测试质量达到了100%。 展开更多
关键词 总线测控 模拟保护卡件 自动测试工装 测试管理软件 分线箱 核反应堆
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多环燃料共振计算方法研究及验证
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作者 曹璐 刘宙宇 +5 位作者 王立鹏 姜夺玉 胡田亮 郭树伟 黄海龙 曹良志 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第10期73-83,共11页
针对多环燃料精确共振计算的难题,提出并建立了基于全局局部耦合的多环燃料共振计算方法,其中局部计算中采用超细群方法求解共振核素有效自屏截面。采用多环燃料组件问题对该共振计算方法的精度、效率进行了评估,并进一步将该方法应用... 针对多环燃料精确共振计算的难题,提出并建立了基于全局局部耦合的多环燃料共振计算方法,其中局部计算中采用超细群方法求解共振核素有效自屏截面。采用多环燃料组件问题对该共振计算方法的精度、效率进行了评估,并进一步将该方法应用于高通量工程试验堆二维和三维全堆芯问题分析中。结果表明:基于全局局部耦合的多环燃料共振计算方法在精度和效率上都比传统子群方法更好;采用全局局部耦合的多环燃料共振计算方法模拟全堆芯问题中,特征值、功率分布均与参考解吻合较好。 展开更多
关键词 NECP-X 多环燃料 共振计算 高通量工程试验堆 全堆芯分析
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HFETR高温高压考验装置传热特性及核热耦合效应研究
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作者 刘畅 夏羿 +7 位作者 宋霁阳 康长虎 刘晓松 邱立青 何宇豪 刘润麒 郭雨非 邹雨彤 《核动力工程》 北大核心 2025年第5期84-91,共8页
针对高通量工程试验堆(HFETR)考验回路中新型压水堆燃料组件设计研发需求,为解决辐照考验装置因活性区冷却剂通道存在下降段与上升段导致的复杂换热现象对核功率测算的干扰问题,本研究基于STAR-CCM+程序构建了高温高压考验装置全尺寸三... 针对高通量工程试验堆(HFETR)考验回路中新型压水堆燃料组件设计研发需求,为解决辐照考验装置因活性区冷却剂通道存在下降段与上升段导致的复杂换热现象对核功率测算的干扰问题,本研究基于STAR-CCM+程序构建了高温高压考验装置全尺寸三维模型,系统分析了冷却剂流动与换热特性,发现辐照装置分流管与冷却剂下降段的换热功率约占考验组件热功率测量值的5%;同时采用Python语言开发了蒙特卡罗(MC)程序与计算流体动力学(CFD)程序的外部接口,实现核热数据快速交互与耦合计算,最终使核热耦合前后的热功率计算值与实测值偏差减小1.5%。研究结果验证了复杂结构下CFD模型与核热耦合方法的有效性,为新型压水堆燃料组件的辐照考验提供了高精度热工水力分析方法。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆(HFETR) 高温高压 考验装置 核热耦合
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雷击引起HFETR电压暂降应对方法研究
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作者 阴自阳 覃甫军 +3 位作者 苏晓东 邓云李 刘鹏 李加刚 《电工技术》 2025年第21期328-330,333,共4页
高通量工程试验堆(HFETR)是一座多用途试验堆,承担着诸多重要的辐照和生产任务。雷击引起的电压暂降会导致其非计划停堆,扰乱反应堆科研生产计划的正常进行。首先进行雷击停堆事件统计与分析,提出2种电压暂降治理方案,然后进行方案优劣... 高通量工程试验堆(HFETR)是一座多用途试验堆,承担着诸多重要的辐照和生产任务。雷击引起的电压暂降会导致其非计划停堆,扰乱反应堆科研生产计划的正常进行。首先进行雷击停堆事件统计与分析,提出2种电压暂降治理方案,然后进行方案优劣势对比,最后得出采用外电源失电保护信号附加延迟时间方案,可使HFETR有效应对雷击引起的电压暂降。 展开更多
关键词 电压暂降 雷击 非计划停堆 事件分析 试验堆
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非能动压水堆一回路自然循环试验功率控制研究
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作者 李文凯 杜炎刚 +3 位作者 韦卓慜 施建锋 秦玉龙 俞景伟 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期283-288,共6页
一回路自然循环试验是利用反应堆功率模拟堆芯衰变热,验证堆芯热量能够通过自然循环带出。试验中一回路流量、温度等参数发生剧烈变化,影响反应堆功率稳定控制,本文从反应堆功率监测和控制两方面开展研究。在功率监测方面,通过对比不同... 一回路自然循环试验是利用反应堆功率模拟堆芯衰变热,验证堆芯热量能够通过自然循环带出。试验中一回路流量、温度等参数发生剧烈变化,影响反应堆功率稳定控制,本文从反应堆功率监测和控制两方面开展研究。在功率监测方面,通过对比不同功率指示的适用条件和范围,分析温度变化对功率指示的影响,确定自然循环试验期间监测反应堆功率的策略,解决功率指示不准确的问题。在功率控制方面,通过分析压力容器进出口温差和堆芯引入反应性随堆芯自然循环流量的关系,得到最小自然循环流量下堆芯引入负反应性的大小。根据堆芯引入的负反应性,结合控制棒正常运行范围,获得控制棒最佳控制区间,确保自然循环试验期间能够通过控制棒实现反应堆功率快速稳定控制,为非能动压水堆一回路自然循环试验提供支持。 展开更多
关键词 一回路 自然循环试验 功率监测 功率控制
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3Mt/a柴油加氢精制装置扩能改造及效果分析 被引量:2
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作者 刘冬 于洋洋 +3 位作者 陈国栋 葛依明 徐隆宇 宋吉航 《中外能源》 2025年第6期76-85,共10页
对某石化公司3Mt/a柴油加氢精制装置扩能改造项目进行了阐述及改造效果分析。通过对原装置进行原料预处理系统反冲洗过滤器扩能改造、反应系统新增反应器扩能改造、新氢系统管网联网优化改造、分馏系统扩能改造等,较大幅度提升了原装置... 对某石化公司3Mt/a柴油加氢精制装置扩能改造项目进行了阐述及改造效果分析。通过对原装置进行原料预处理系统反冲洗过滤器扩能改造、反应系统新增反应器扩能改造、新氢系统管网联网优化改造、分馏系统扩能改造等,较大幅度提升了原装置的加工能力,并且使该装置具备加工浆态床重石脑油等原料的能力。结果表明:原料预处理系统新增一套反冲洗过滤器后,原料反冲洗频繁问题得到了有效解决,反冲洗间隔时间由改造前的平均不足4h达到了改造后的平均24h以上,同时也为装置运转期间在线清理部分反冲洗滤芯提供了操作空间。反应系统新增1台反应器后,装置生产能力得到了有效提升,加工能力提升25%,达到3.75Mt/a加工规模,浆态床重石脑油原料掺炼比可达30%。新氢系统联网优化改造,不但使3套柴油加氢装置新氢资源得到了有效共享,消化了2套柴油加氢裂化装置新氢压缩机的富余能力,而且使该柴油加氢精制装置2台新氢压缩机长期处于备用状态,降低了装置能耗,降低了员工的劳动强度。分馏系统的扩能改造,各改造设备运行能力达到改造设计能力,满足改造后的装置负荷要求。通过装置改造后运行的标定数据分析判断,改造后装置整体运转稳定,各项标定数据符合改造设计要求。 展开更多
关键词 柴油加氢 改造 标定 催化剂 反应器
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大型低温测试装置的冷屏结构设计与研究 被引量:1
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作者 吴清浩 杨庆喜 +3 位作者 胡锐 徐皓 余清洲 陈肇玺 《真空科学与技术学报》 北大核心 2025年第5期359-365,共7页
环向场(TF)和极向场(PF)线圈是国际热核聚变实验反应堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的关键部件。为了验证已制造的TF和PF线圈性能是否符合性能标准,需在安装前于低温环境中进行低温超导性能测试。根据TF和P... 环向场(TF)和极向场(PF)线圈是国际热核聚变实验反应堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的关键部件。为了验证已制造的TF和PF线圈性能是否符合性能标准,需在安装前于低温环境中进行低温超导性能测试。根据TF和PF线圈的结构及测试要求,设计了大型低温测试装置。基于该测试装置的结构设计,采用多层绝热(MLI)作为冷屏屏蔽外部环境的热负荷,并结合线圈对测试装置的绝热性能要求及实际安装条件,对MLI的材料、搭接处理以及结构进行了设计。通过热力学分析计算,确定了MLI的最佳层数,并使用MATLAB软件对MLI的漏热量及各层温度进行了数值计算,为后续优化提供数据参考。最后,通过正交实验法对变密度多层绝热(VD-MLI)进行理论分析和数值模拟,比较了不同密度配置下VD-MLI的绝热性能与漏热趋势,为低温测试平台的冷屏设计提供了指导。 展开更多
关键词 国际热核聚变实验反应堆 大型低温测试装置 多层绝热 逐层传热模型
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HPR1000核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计
16
作者 章雨 彭浩 +1 位作者 胡清仁 周岱 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期224-228,共5页
通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求,结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号(HPR1000)堆型中反应堆保护系统(RPR)的特点,采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想,提出了一套完整的基于龙鳞平台(NASPIC)面向HPR1000堆型的RPR系... 通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求,结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号(HPR1000)堆型中反应堆保护系统(RPR)的特点,采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想,提出了一套完整的基于龙鳞平台(NASPIC)面向HPR1000堆型的RPR系统定期试验方案设计。相较于国内其他核电机组的试验方案,该方案在满足RPR系统的定期试验功能需求的基础上,多采用自动化和人因友好性设计进行优化改进,实现了试验的自动化执行,降低了人因风险,可为后续其他工程的RPR系统定期试验方案提供参考。 展开更多
关键词 龙鳞平台(NASPIC) 定期试验 反应堆保护系统(RPR) 华龙一号(HPR1000)
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反应堆棒控棒位系统的可靠性增长试验研究
17
作者 田雪莲 刘杰 +4 位作者 蒋宇 湛力 聂常华 杨祖毛 胡俊 《自动化仪表》 2025年第5期31-35,40,共6页
为准确评价改进设计的反应堆棒控棒位系统的可靠性、提高产品的可靠性水平、实现产品可靠性快速增长目标,开展了反应堆棒控棒位系统的可靠性增长试验研究。在真实模拟棒控棒位的运行负载和工作环境条件下的综合试验装置中,同时将棒控棒... 为准确评价改进设计的反应堆棒控棒位系统的可靠性、提高产品的可靠性水平、实现产品可靠性快速增长目标,开展了反应堆棒控棒位系统的可靠性增长试验研究。在真实模拟棒控棒位的运行负载和工作环境条件下的综合试验装置中,同时将棒控棒位试验件置于高温环境箱内。根据阿伦尼斯模型,采用温度加速试验方式开展了可靠性增长试验。棒位系统首发故障时间超过21630.2 h。棒控系统在较短试验周期内暴露了薄弱环节。经故障分析和改进设计,可靠性水平明显提高。通过杜安模型预估得到棒控机箱的平均故障间隔时间(MTBF)大于10626.13 h,平均故障率降至0.14‰以下。试验结果表明,控制棒驱动线热态回路与棒控棒位加速环境耦合的综合试验装置和方法有效、可行。该研究为类似单一样件的多系统设备可靠性评价和验证提供了新的有效途径。 展开更多
关键词 核电 反应堆 棒控棒位系统 加速试验 热态 可靠性 平均故障间隔时间
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管式反应器脉冲涡流检测信号缺陷评估方法
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作者 丁春雄 朱庆南 +2 位作者 俞燕萍 郑凯 张卿 《测试技术学报》 2025年第6期628-634,共7页
脉冲涡流检测技术可用于管式反应器外表面缺陷检测,但其外的夹套管和夹套管与反应器间的空腔会严重影响检测精度和信号表征。基于此,提出了一种基于坐标变换的信号处理算法。首先,建立了管式反应器的脉冲涡流检测解析模型,并获取其检测... 脉冲涡流检测技术可用于管式反应器外表面缺陷检测,但其外的夹套管和夹套管与反应器间的空腔会严重影响检测精度和信号表征。基于此,提出了一种基于坐标变换的信号处理算法。首先,建立了管式反应器的脉冲涡流检测解析模型,并获取其检测信号表达式;然后,基于解析模型,提出基于坐标变换的信号处理方法,获取有缺陷信号与无缺陷信号的相关性曲线,且相关性曲线的斜率和截距与反应器的损伤程度呈线性关系;最后,分析了夹套管对反应器缺陷定量评估的影响。结果表明,斜率和截距在夹套管存在缺陷的情况下也能实现定量评估,可为管式反应器的检测提供方法和技术支持。 展开更多
关键词 管式反应器 无损检测 脉冲涡流检测 信号处理 相关性分析
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模块式小型反应堆堆内分流密封环设计与研究
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作者 邓朝俊 李浩 +4 位作者 许斌 颜达鹏 陈忻 唐浩 段正琨 《科学技术创新》 2025年第16期65-68,共4页
针对模块式小型堆堆内分流密封需求,全新设计一种截面为双C型的堆内分流密封环。采用有限元方法分析计算了堆内分流密封环的轴向刚度,与实测值吻合较好。进一步分析了在密封介质压力差作用下堆内分流密封环的轴向刚度及应力和变形情况... 针对模块式小型堆堆内分流密封需求,全新设计一种截面为双C型的堆内分流密封环。采用有限元方法分析计算了堆内分流密封环的轴向刚度,与实测值吻合较好。进一步分析了在密封介质压力差作用下堆内分流密封环的轴向刚度及应力和变形情况。该研究为模块式小型反应堆堆内分流密封环的设计与优化提供了重要理论指导。 展开更多
关键词 模块式小型反应堆 轴向刚度 漏流试验
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国外空间核反应堆地面试验能力进展综述
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作者 赵丰鹏 林柯 +4 位作者 魏强 李继承 范宣华 陈军红 胡文军 《装备环境工程》 2025年第1期152-169,共18页
针对国外空间核反应堆的发展历程、地面试验以及地面试验设施等进行详细调研,涵盖非核试验和涉核试验等方面,系统总结了国外空间核反应堆的地面试验能力,并给出该领域今后相关研究的展望和建议。相关工作总结可为国内空间核反应堆地面... 针对国外空间核反应堆的发展历程、地面试验以及地面试验设施等进行详细调研,涵盖非核试验和涉核试验等方面,系统总结了国外空间核反应堆的地面试验能力,并给出该领域今后相关研究的展望和建议。相关工作总结可为国内空间核反应堆地面试验能力建设提供参考。 展开更多
关键词 空间核反应堆 发展历程 地面试验 试验内容 试验流程 试验设施
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