搜索结果: 61-75 共查到“知识库 裂变堆控制”相关记录90条 . 查询时间(1.328 秒)
压水堆压力壳堆焊不锈钢的动电位再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性
压水堆(PWR) 晶间应力腐蚀破裂(IGSCC) 无损检验(NDI)
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2009/1/6
用动电位再活化方法研究了压水堆压力壳堆焊不锈钢衬里材料的活化与再活化行为以及晶界形貌,用高温水恒变形和慢应变速率应力腐蚀破裂试验比较了晶间应力腐蚀破裂的敏感程应。结果表明再活化行为与晶间应力腐蚀破裂敏感性之间有一致关系。动电位再活化有可能作为核动力装置中不锈钢焊接件晶间应力腐蚀破裂敏感程度的无损检验方法。
压水堆一回路卸压措施影响因素研究
压水堆 严重事故 一回路卸压 入口温度
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2009/1/6
研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程，对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性，并确认较佳的一回路冷却系统（RCS）降压途径。结果显示，以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件，可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明，考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求，较佳的卸压配置为初期打开一列稳压...
压水堆主管道破裂工况下的非线性动力响应
动力响应 破裂工况 主管道 压水堆
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2009/1/6
在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道 11个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上 ,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理 ,采用更新的Lagrange法 (ADINA程序 )对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研究 ,获得了较为准确的主管道运动位移随时间的变化曲线。这一研究结果为虚拟支撑和管道的设计提供了依据。
研究性重水堆（HWRR）UO_2堆芯工程启动
漏流率 主回路堆入口压力事故信号定值 热管功率百分比
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2009/1/6
研究性重水反应堆于1983年4月改为UO_2堆芯。UO_2堆芯的工程启动实验只进行了与堆芯变更有关的项目,主要是:1.工艺管流通试验;2.主回路特性试验;3.提升功率及高功率连续考验。 一、工艺管流通试验 反应堆主回路入堆重水除大部分进入工艺管外,还有一部分重水从工艺管与内壳底部插座之间的缝隙中漏出。漏流率η按设计要求约为6％。随着反应堆运行以及装卸料次数
研究性重水堆功率异常波动的噪声分析
异常振动 微型裂变室 功率谱密度 弧立占优峰
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2009/1/6
一、问题的提出 近几年来,监测和诊断反应堆堆芯部件异常振动的噪声分析技术已有相当的发展,在动力堆上已经作为一种灵敏的监测手段加以研究和运用。 研究性重水反应堆(HWRR-2)改建后在正常运行时发现功率出现异常波动,波动幅度
研究性重水堆中毒碘坑的分析
碘坑 重水堆
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2009/1/6
本文分析了中国科学院的研究性重水堆运行初期两次中毒碘坑实验值与理论值相差悬殊的原因。针对这些原因,在进一步的工作中考虑了重水堆的以下一些具体特点,因而得到理论与实验较为满意的符合:1.反应堆内控制棒栅的位置将影响自动调节律的效率;2.重水堆内光中子源的变化对测量反应性有影响;3.石墨层温度变化对自动调节棒电离室电流的影响;4.反应堆内中子通量分布不均匀,理论计算必须考虑这一影响。
用堆振荡法测样品的反应性效率
堆振荡法 材料价值 点堆动态方程 逆动态公式
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2009/1/6
一、引言 在特定栅格上某材料样品的反应性效率是一项重要的物理量。我们在氢化锆-水-铀栅格的临界装置上测量了~(164)Dy,~(151)Eu,~(176)Lu和~(115)In等样品的反应性效率,由此确定了这些材料的单位质量所相当的反应性,也称材料价值。实验中为了消除样品对中子场的扰
原型微堆中心控制棒和反射层效率的测量
零功率堆 脉冲法 断源法 周期法
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2009/1/6
文章介绍了在微型堆零功率实验装置上用脉冲法、断源法和周期法对原型微堆中心控制棒及反射层效率测量的结果,并进行了讨论。
中国实验快堆动态模拟系统的建立
中国实验快堆 动态模拟系统 安全分析
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2009/1/5
为了运用快堆系统安全分析程序ＯＡＳＩＳ对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）进行安全分析和计算，初步建立了ＣＥＦＲ动态模拟系统。该系统将应用于ＣＥＦＲ的初步安全分析并将用来对ＣＥＦＲ的控制保护系统进行动态仿真研究。
中国先进研究堆功率调节系统仿真分析
SIMULINK 功率调节 仿真
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2009/1/5
基于SIMULINK仿真平台,建立中国先进研究堆功率调节闭环系统的仿真模型,通过计算反应性扰动下的堆功率响应,了解系统的稳定特性、调节品质和闭环系统各部件对系统的影响。系统仿真表明:闭环系统不仅能很好地克服反应性扰动,又具有良好的随动特性。
英国唐宁快中子堆达到临界状态
临界状态 中子堆 英国
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2008/12/23
电功率为15000瓩的唐宁快中子增殖动力堆开始建造以来,经过了四年八个月的时间,已于1959年11月14日上午10点52分达到临界。 目前唐宁快中子堆将慎重地在低功率情况下运转几个月,如果发现有必要作进一步的改进时,可
不锈钢的故障造成了沸水反应堆的改变
沸水反应堆 故障 不锈钢
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2008/12/23
美国德雷斯顿核动力厂控制棒移动的困难,现在已经得到了解决。原子能委员会的检查者已建议动力厂在10瓩热功率下运行。 动力厂是在移动一根控制棒失败之后,在1960年11月15日停顿的。据报导,移动控制棒的困难是由于移动管使用的17-4 PH不锈钢遭到应力腐蚀
反应堆系统数字化实时仿真的高效实现
实验反应堆 实时仿真 Matlab/Simulink
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2008/12/22
根据实验反应堆的物理特性，建立堆芯动态模型，探讨多种实时仿真算法的实现途径。研究提出了进行数字化实时仿真的一种高效实现方法。为配合功率调节系统半实物仿真试验而实现了一座实验反应堆在Windows平台下的实时仿真系统。
数字化的核反应堆物理启动系统的研制和应用
核反应堆 物理启动 数字化
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2008/12/22
介绍了数字化物理启动系统的构成和基本工作原理 ,及其在 1 0MW高温气冷实验堆物理启动试验过程中的首次成功运用。实践证明 :该系统不但运行可靠 ,计算迅速准确 ,减轻了人员劳动强度 ,且与同类模拟系统相比 ,具有实时监测显示、试验结果透明度高的特点。