【摘要】第七章:核反應(yīng)堆熱工核反應(yīng)堆工程概論一、反應(yīng)堆熱工分析的任務(wù)反應(yīng)堆熱工分析是研究在反應(yīng)堆及其回路系統(tǒng)中冷卻劑的流動(dòng)特性、熱量傳輸特性、燃料元件的傳熱特性的一門工程性很強(qiáng)的學(xué)科。其研究內(nèi)容涉及反應(yīng)堆的各種工況,以滿足動(dòng)力堆安全、經(jīng)濟(jì)和實(shí)用。反應(yīng)堆的堆型不同,它們的結(jié)構(gòu)形式、冷卻劑特性、運(yùn)行參數(shù)和安全要求
2025-05-01 01:02
【摘要】第三章核反應(yīng)堆瞬態(tài)分析基礎(chǔ)?反應(yīng)堆瞬態(tài)?點(diǎn)堆動(dòng)態(tài)方程?反應(yīng)性反饋機(jī)理?反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)模型反應(yīng)堆瞬態(tài)?反應(yīng)堆瞬態(tài)是相對于穩(wěn)態(tài)而言的,是指反應(yīng)堆倍增因子k或反應(yīng)性?變化時(shí),中子通量或功率隨時(shí)間的變化特性。?導(dǎo)致反應(yīng)性變化的因素:–在正常工況時(shí),反應(yīng)堆的啟動(dòng)、功率提升
2025-01-09 22:41
【摘要】反應(yīng)堆工程第十一講(2022—2022學(xué)年第一學(xué)期)主講:楊波2?三哩島事故?切爾諾貝利事故?EPR在嚴(yán)重事故對策上所采取的措施?AP1000在嚴(yán)重事故對策上所采取的措施31三哩島事故?三哩島核電廠二號(hào)機(jī)組(TMI-2)是由巴布科克(Babcock)
2024-09-20 20:38
【摘要】核能開發(fā)與應(yīng)用深圳大學(xué)核技術(shù)研究所趙海歌2022-2022學(xué)年第二學(xué)期課程介紹?課程名稱:核能開發(fā)與應(yīng)用?主講:趙海歌?電話:26536218,13058097906?郵件:?課件登錄地址:?登錄密碼:zhaohg課程主要內(nèi)容?一、核燃料與核燃料循環(huán)?二、核能的軍事應(yīng)用
2024-09-20 20:30
【摘要】HarbinEngineeringUniversity2022/5/25核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院1核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)與材料王建軍電話:82569655HarbinEngineeringUniversity2022/5/25核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院2課程總體結(jié)構(gòu)和要求?總體內(nèi)容包括?核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)?核反應(yīng)堆材料
2025-05-01 22:58
【摘要】核反應(yīng)堆安全分析匡波()上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院2022年04月確定論安全分析概率論安全評(píng)價(jià)課程簡介核反應(yīng)堆基本設(shè)計(jì)原則安全系統(tǒng)及安全功能安全分析方法嚴(yán)重事故核安全問題壓水堆核電廠一回路系統(tǒng)與設(shè)備簡介(補(bǔ)充)何謂核安全問
2025-01-09 21:58
【摘要】 中國核電站分布圖中國核電站分布及概況:一、秦山核電站(中核) 秦山核電站地處浙江省海鹽縣?! ∫黄诠こ蹋捎弥袊鳦NP300壓水堆技術(shù),裝機(jī)容量1×30萬千瓦,設(shè)計(jì)壽命30年,綜合國產(chǎn)化率大于70%,1985年3月澆灌第一罐核島底板混凝土(FCD),1991年12月首次并網(wǎng)發(fā)電,1994年4月設(shè)入商業(yè)運(yùn)行,1995年7月通過國家驗(yàn)收。經(jīng)過十多年的管理運(yùn)行
2025-06-28 18:30
【摘要】新景祥禮儀及儀表規(guī)范職業(yè)素養(yǎng)之——禮儀及儀表規(guī)范服/務(wù)/創(chuàng)/造/價(jià)/值會(huì)場紀(jì)律?手機(jī)靜音或關(guān)機(jī)。?不能交頭接耳。?
2025-01-15 07:17
【摘要】*1/66核反應(yīng)堆物理分析反應(yīng)性隨時(shí)間的變化*2/6621核燃料重同位素隨時(shí)間的變化。位素燃耗方程。2裂變產(chǎn)物中毒-135中毒(啟動(dòng)。停堆。功率過渡。氙振蕩)。-140中毒。3反應(yīng)性與燃耗計(jì)算4核燃料轉(zhuǎn)換與增殖(轉(zhuǎn)換比)*3/66引子——反應(yīng)性隨
2025-02-19 17:43
【摘要】范文范例參考核電站一般知識(shí)簡介?一、反應(yīng)堆簡介核反應(yīng)堆是一種能以可控的方式實(shí)現(xiàn)自續(xù)鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)的裝置。根據(jù)原子核產(chǎn)生能量的方式,可分為裂變反應(yīng)堆和聚變反應(yīng)堆兩種。當(dāng)今世界上已建成和廣泛使用的反應(yīng)堆都是裂變反應(yīng)堆。聚變反應(yīng)堆目前還處于研究設(shè)計(jì)階段。裂變反應(yīng)堆是通過把一個(gè)重核裂變?yōu)閮蓚€(gè)中等質(zhì)量核而釋放能量的。它是由核燃料/冷卻劑/慢化劑/結(jié)構(gòu)材料
2025-06-18 22:16
【摘要】核反應(yīng)堆安全分析復(fù)習(xí)提要1、核反應(yīng)堆安全性特征(即安全考慮的出發(fā)點(diǎn))?強(qiáng)放射性?衰變熱?功率可能暴走?放射性廢物的貯存與處置?高溫高壓水2、核安全總目標(biāo)、輻射防護(hù)目標(biāo)和技術(shù)安全目標(biāo)?核安全的總目標(biāo):在核電廠里建立并維持一套有效的防護(hù)措施,以確保工作人員、公眾及環(huán)境免遭過量的放射性危害。?輻射防護(hù)目標(biāo):確保
2025-01-09 00:02
【摘要】第四章確定論安全分析?事故分析方法??確定論分析方法:考驗(yàn)電廠設(shè)計(jì)總體完整性的主要手段。??概率論安全分析方法:一種系統(tǒng)的工程安全評(píng)價(jià)技術(shù)。?設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(DBA)??根據(jù)法規(guī)的要求,選用設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(DesignBasisAccident,DBA)
2025-01-18 09:12
【摘要】自動(dòng)化儀表講義第一章自動(dòng)化儀表在生產(chǎn)過程中的作用第一章自動(dòng)化儀表在生產(chǎn)過程中的作用自動(dòng)化儀表及其應(yīng)用?自動(dòng)化儀表,
2025-03-15 17:57
【摘要】核電站設(shè)備管理與核安全99濟(jì)南設(shè)備管理國際研討交流會(huì)1999年11月核安全核電站核燃料放射性物質(zhì)公眾環(huán)境風(fēng)險(xiǎn)風(fēng)險(xiǎn)目標(biāo):在核電站建立并維持一套有效的安全運(yùn)行機(jī)制,以保護(hù)作業(yè)人員、公眾、社會(huì)和環(huán)境的安全。(核電站嚴(yán)重事故概率每運(yùn)
2025-02-16 13:42
【摘要】第二章核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)?反應(yīng)堆的三大安全功能?壓水堆的專設(shè)安全設(shè)施只取決于內(nèi)在負(fù)反應(yīng)性系數(shù)、多普勒效應(yīng)、控制棒借助重力落入堆芯等自然科學(xué)法則的安全性。自然的安全性非能動(dòng)的安全性能動(dòng)的安全性后備的安全性慣性原理(如泵惰轉(zhuǎn))、重力法則(如位差)、熱傳遞法則必須依靠能動(dòng)設(shè)備(有源設(shè)備)由冗余系統(tǒng)的可