先進(jìn)釷基核能系統(tǒng)非能動(dòng)慢化劑余熱排出系統(tǒng)概念設(shè)計(jì)
先進(jìn)釷基核能系統(tǒng)非能動(dòng)慢化劑余熱排出系統(tǒng)概念設(shè)計(jì)【摘要】:簡述了CANDU9、AP600和PIUS等核能系統(tǒng)余熱排出系統(tǒng)的特點(diǎn),并對它們的優(yōu)缺點(diǎn)進(jìn)行了綜合評價(jià)。在此基礎(chǔ)上提出了先進(jìn)
【關(guān)鍵詞】: 先進(jìn)釷基核能系統(tǒng) 余熱排出 非能動(dòng) 概念設(shè)計(jì)
【分類號(hào)】:TL364
【正文快照】: 1 引 言 先進(jìn)釷基核能系統(tǒng)(TANES)是清華大學(xué)和加拿大原子能公司(ACEL)合作開發(fā)的下一代概念堆型。為了提高TANES的安全性和經(jīng)濟(jì)性,TANES在繼承CANDU系列堆的傳統(tǒng)特征(如壓力管式堆型,重水作慢化劑等)的同時(shí), 進(jìn)行了以下改進(jìn):①以釷轉(zhuǎn)化作為核燃料的主要來源;②使用稍加
您可以在本站搜索以下學(xué)術(shù)論文文獻(xiàn)來了解更多相關(guān)內(nèi)容
釷基先進(jìn)坎杜堆非能動(dòng)慢化劑系統(tǒng)概念設(shè)計(jì) 廉海波
蒸汽-冷流體接觸冷凝流動(dòng)的數(shù)值模擬 李會(huì)雄,鄧晟,李良星,陳聽寬,王飛
C語言集成產(chǎn)生式系統(tǒng)下的反應(yīng)堆運(yùn)行支持專家系統(tǒng) 歐陽欽,胡守印,王瑞偏
秦山一期核電站SGTR導(dǎo)致堆芯熔化進(jìn)程及事故緩解措施的研究 許以全,蘇云,曹學(xué)武
秦山一期核電站小破口冷卻劑喪失初因嚴(yán)重事故以及緩解措施的研究 許以全,車濟(jì)堯,蘇云,曹學(xué)武
大亞灣核電站全廠斷電誘發(fā)的嚴(yán)重事故過程研究 齊盼進(jìn);肖岷;孫吉良;張世順;
基于運(yùn)行安全分析的核動(dòng)力仿真軟件的研究與應(yīng)用 張楊偉,蔡琦,于雷
核動(dòng)力裝置一回路輔助系統(tǒng)失水事故的仿真研究 張龍飛,王少明,于雷
核電廠安全運(yùn)行對策研究 朱繼洲,單建強(qiáng),王學(xué)容
核電站機(jī)組故障診斷系統(tǒng)的知識(shí)獲取 李曉冬,奚樹人
一種快速估算OIL1水平值的方法 凌永生;王醒宇;施仲齊;
航空電子設(shè)備故障診斷技術(shù)研究 朱大奇
新型核動(dòng)力推進(jìn)裝置堆芯系統(tǒng)研究 劉濤
核電廠反應(yīng)堆堆芯物理在線仿真系統(tǒng)研究 趙強(qiáng)
反應(yīng)堆放射性氣體遷移仿真研究 欒鋒
放射性物質(zhì)大氣彌散仿真研究 張兵
計(jì)算機(jī)輔助建樹專家系統(tǒng)的改進(jìn)研究 郭曉立
反應(yīng)堆堆芯核測量數(shù)據(jù)在線處理方法研究 范巖成
大盤管直流蒸汽發(fā)生器熱工分析 曹丹
核動(dòng)力裝置故障診斷系統(tǒng)數(shù)據(jù)庫開發(fā) 陳宏霞
核電廠嚴(yán)重事故實(shí)時(shí)仿真兩相流模型研究 丁亮
燃料電池單片電壓巡檢系統(tǒng)設(shè)計(jì)及故障診斷研究 楊維
CEFR功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)與研究 劉桂娟
中國實(shí)驗(yàn)快堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)的數(shù)字化仿真研究 姚遠(yuǎn)
重力驅(qū)動(dòng)及重力注硼系統(tǒng)研究 高瑯瑯,姜?jiǎng)僖?張佑杰,馬昌文
非能動(dòng)安全系統(tǒng)在200MW核供熱堆中的應(yīng)用 厲日竹,王金海,李笑天,吳莘馨
核電廠安全運(yùn)行對策研究 朱繼洲,單建強(qiáng),王學(xué)容
AC600核電站斷電事故分析 閻義洲,臧希年
我國快堆技術(shù)發(fā)展和核能可持續(xù)應(yīng)用 徐銤;
風(fēng)向標(biāo)
核電設(shè)備制造中的管道預(yù)制 王超;
一維自然循環(huán)的比例分析 趙冬建;
1E級(jí)數(shù)字化平臺(tái)Common Q在AP1000 DCS中的應(yīng)用 孟國慶;石衛(wèi)華;譚一達(dá);陸振國;
關(guān)于第三代壓水堆核電站技術(shù)成熟性的討論 林誠格;
核能的非發(fā)電應(yīng)用 張亞軍;
日本商用快中子增殖堆安全研究 曹學(xué)武;
模塊式高溫氣冷堆的物理特性 李富;魏春琳;周旭華;王登營;郭炯;經(jīng)滎清;
現(xiàn)場操作員在AP1000機(jī)組運(yùn)行領(lǐng)域的地位和職業(yè)發(fā)展 呂盛;
電子化規(guī)程在AP1000設(shè)計(jì)中的應(yīng)用 王甲強(qiáng);徐輝;
CPR1000與AP1000核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故分析研究 袁明豪;周擁輝;于雪良;翁方儉;
化學(xué)和容積控制系統(tǒng)潛通路分析 龔自力;徐俊峰;王曉斌;
非能動(dòng)先進(jìn)核電廠AP1000 核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)博士 劉志弢
非能動(dòng)先進(jìn)核電廠AP1000(下) 核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)博士 劉志弢
中國核電站不會(huì)出現(xiàn)“堆芯熔化” 記者 王佑
中國走過“核動(dòng)蕩”年代 本報(bào)記者 林柏松
中國核電自主化發(fā)展戰(zhàn)略令人矚目 黃全權(quán) 張煒
我國核電站建設(shè)瞄準(zhǔn)先進(jìn)的“第三代” 呂賢如
技術(shù)換市場 核電巨頭阿海琺收獲855億大單 本報(bào)記者 王鳳君駱毅
湯紫德:日本核泄漏啟示我國應(yīng)加強(qiáng)核電站對海嘯的預(yù)防 本報(bào)記者 崔宏薇
遼寧紅沿河核電站敢說安全可靠 本報(bào)記者 曲照政 通訊員 于曉芳
三門核電全面進(jìn)入工程實(shí)施階段 廖文根
中國實(shí)驗(yàn)快堆設(shè)計(jì)階段內(nèi)部事件一級(jí)概率安全評價(jià) 楊紅義
大型干式安全殼嚴(yán)重事故條件下氫氣控制研究 鄧堅(jiān)
釷基先進(jìn)坎杜堆非能動(dòng)慢化劑系統(tǒng)概念設(shè)計(jì) 廉海波
含有不凝性氣體的蒸汽凝結(jié)現(xiàn)象的研究 袁世平
一回路鈉凈化系統(tǒng)大破口事故數(shù)值模擬研究 彭燕
功率運(yùn)行下主蒸汽安全閥定值校驗(yàn)的安全分析與對策研究 阮良成
CARR停堆冷卻問題及措施分析 莊毅
核能海水淡化堆概率安全分析技術(shù)應(yīng)用研究 肖玲梅
核動(dòng)力非能動(dòng)安全特性研究 廖永達(dá)
中國實(shí)驗(yàn)快堆空氣熱交換器熱工流體力學(xué)研究 李靜
-
漫談核能的歷史2024-08-18
-
TBB-1000型核能汽輪發(fā)電機(jī)定子繞組端部引線固定改造2024-08-18
-
小型長壽命核能系統(tǒng)燃料物理性能的研究2024-08-18
-
核能譜模擬的正態(tài)組合實(shí)現(xiàn)方法2024-08-18
-
活動(dòng)星系核能譜演化的研究2024-08-18
-
核電/氫能系統(tǒng)的應(yīng)用前景2024-08-18
-
關(guān)于加強(qiáng)我國核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)與國際組織合作的建議——經(jīng)合組織核能署專篇2024-08-18
-
釷基重水核能系統(tǒng)燃料的物理特性研究2024-08-18
-
核能航空發(fā)動(dòng)機(jī)技術(shù)方案初探2024-08-18
-
中國核能區(qū)域供熱面臨的機(jī)遇和挑戰(zhàn)2024-08-18
-
美國核能最新政策解讀2024-08-18
-
核能發(fā)展的現(xiàn)實(shí)困局2024-08-18
-
美印民用核能合作及其戰(zhàn)略互動(dòng)2024-08-18
-
從世界核能發(fā)電的發(fā)展看我國核能發(fā)電的趨勢和遠(yuǎn)景2024-08-18
-
核能發(fā)展的最新動(dòng)向及對我國發(fā)展核電技術(shù)的啟示2024-08-18