堆本体

作品数：30被引量：15H指数：2
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相关作者：鲁亮曾建华刘强王明政符世祥更多>>
相关机构：中国原子能科学研究院同济大学上海核工程研究设计院中国科学院上海应用物理研究所更多>>
相关期刊：《固体力学学报》《中国核电》《设备管理与维修》《工业控制计算机》更多>>
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池式快堆堆本体中液体晃动效应的研究进展
《世界地震工程》2024年第4期179-189,共11页张康康 尹训强 徐舒桐 
国家自然科学青年基金资助项目(52108437);国家自然科学基金项目(U1839202)。
堆本体是核反应堆的核心组件,也是核反应堆进行核聚变或核裂变反应的关键部位。池式快堆堆本体内部的液态金属冷却具有大自由液面特征,其内部液体出现晃动可能会对核反应堆的安全性和稳定性造成不利影响,因此开展池式快堆堆本体中液体...
关键词：快堆 堆本体 池式结构 液体晃动 液态金属 
基于球坐标法的高精度激光测量技术在核电厂堆本体维修中的应用
《核动力工程》2024年第2期235-240,共6页王学芳 陆少威 
反应堆本体维护是核电机组换料大修必须要做的重要工作。由于反应堆本体中设备结构复杂、尺寸较大、维修工期紧张、辐射剂量率高,缺陷的测量检查、水下维修工装的安装定位等非常困难,无法应用常规技术进行测量检查。本研究采用先进的基...
关键词：反应堆本体 水下维修 激光测量技术 精确测量 
气体夹带在池式快堆中的影响
《中国科技信息》2023年第18期129-131,共3页翟伟明 周平 程道喜 齐晓光 
池式快堆采用池式一体化结构布置,以液态钠作为冷却剂。在反应堆运行过程中,为了保证反应堆运行压力稳定以及液态钠的安全在堆本体热池的自由液面上方充入大量覆盖氩气。堆本体容器内的设备和部件很多都是穿过钠池的自由液面及覆盖氩气...
关键词：反应堆运行 池式快堆 液态钠 堆本体 自由液面 一体化结构 钠池 压力稳定 
CEFR堆本体泄漏测量优化研究
《科技创新导报》2022年第1期10-14,共5页戴浩 
CEFR主容器泄漏率技术规格书中的一个硬性要求对安全运行有着重要的意义。目前,使用氦气作为示漏气体进行查漏。由于主容器本体结构复杂,连接系统多,以往的测量方案存在效率低、成本高的问题。在本次检漏中,从测量手法、范围等方面对以...
关键词：池式快堆密封边界 主容器泄漏率 正压检漏测量优化 检漏经验反馈 
CFR600主容器在外压下稳定性分析被引量：1
《中国原子能科学研究院年报》2019年第1期119-120,共2页刘亚楠 莫亚飞 
工程中壳体结构的应用相当广泛,其稳定性问题在结构设计中一直是一个突出的问题。CFR600主容器在调试阶段有抽真空工况,由于其薄壁和大尺寸(高20m、直径15m、壁厚35mm)的结构特点,为确保主容器不会发生外压屈曲失稳,以保证主容器在堆本...
关键词：主容器 圆柱形壳体 屈曲失稳 弹性范围 受压状态 结构设计 堆本体 壳体结构 
重水研究堆堆本体外壳拆除技术方案设计被引量：1
《科技创新导报》2018年第7期124-128,130,共6页孔彦荣 李睿之 陈艳 刘刈 
本文以重水研究堆堆本体外壳为研究对象,根据堆本体外壳的结构特点和放射性水平,从操作周期、废物量、人员受照剂量等方面对比了堆内就地切块和堆内环形拆除方案的可操作性,通过对比选择堆内就地环向切割;确定了堆本体外壳切割总体方案...
关键词：重水研究堆 退役 外壳 拆除 
秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化被引量：1
《核科学与工程》2017年第2期302-307,共6页罗文 宋英明 邹树梁 周剑良 丁谦学 高庆瑜 
国家教育部博士点基金资助项目(20134324120003);湖南省研究生科研创新资助项目(CX2015B407);湖南省教育厅重点项目基金(14A120);湖南省重点学科建设项目资助
针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行...
关键词：秦山一期堆本体 退役源项 三维辐射场 可视化 
CFR600堆本体抗震参数化模型设计
《中国原子能科学研究院年报》2016年第1期143-143,共1页袁雨辰 高岳 高付海 李晓轩 
在CFR600堆本体抗震设计时,必须要进行抗震分析工作。堆本体抗震分析工作主要包括3部分内容:根据堆本体结构设计建立有限元抗震分析模型,堆本体整体的抗震分析,各设备和支承结构交界面处的加速度时程提取。在设计阶段,由于堆本体结构需...
HWRR堆本体退役危害分析
《核动力工程》2016年第S1期139-141,共3页张焕朝 苟峰 董博 王林博 张宇 
华能集团总部科技项目(HNKJ14-H20)
根据重水研究堆(HWRR)堆本体结构层次、拆除次序和退役工艺,分别采用主逻辑图法和故障模式影响及危害度分析(FMECA)对HWRR堆本体退役活动中潜在的危害开展分析,确定其主要的潜在危害,并对其进行分类。
关键词：退役 危害 FMECA 主逻辑图 
试验期间堆本体TSD的实施
《设备管理与维修》2015年第S2期111-114,共4页顾新荣 
在电站调试I、Ⅱ阶段,当机组/系统因调试试验需要改变某个系统运行方式或其回路功能时,堆本体为配合相关试验要求,建立内容包括TSD来源、安装步骤、试验过程和拆除条件的TSD(Temporary Special Device,临时设施),保证核电机组能够在调...
关键词：核电站 冷态功能试验 热态功能试验 堆本体 TSD 
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