核电厂余热导出系统的设计探讨

本文介绍了核电厂不同堆型中预热排出系统的设计特点,并分析了系统设置的主要差异,探讨更加有效的余热排出方式。     

第三代先进压水堆控制棒交换分析

本文详细介绍了第三代先进压水堆需要进行控制棒交换的原因和控制棒交换方案,并从物理和运行角度对控制棒交换所带来的影响进行了分析。本文总结了第三代先进压水堆特有的控制棒交换运行方式,分析了其工作特点和潜在风险。本文对于需要了解和掌握第三代先进压水堆控制棒交换策略的人员有一定的帮助和借鉴。     

核能的开发和利用——核电厂

核电厂的运行原理核电厂就是将原子核裂变释放的核能转换成热能,再转变为电能的系统和设施.反应堆是核电厂的关键设备,链式裂变反应就在其中进行.核电厂用的燃料是铀.用铀制成的核燃料在反应堆设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着     

我在核工程方面的工作

我从事核工程研究、设计和建造工作,至今已35年,主要完成了两项工作:一是主持研究设计成功了我国第一座军用生产反应堆,二是主持研究设计成功了我国第一座核电站。这两项开创性工程的建成投产,在我国反应堆和核电站发展中起到技术突破作用。     

核去核从,与核共舞

为"核"倾心朱明章出生于山东省临沂市一个偏僻的农村家庭,2007年参加高考,取得了628分的好成绩。怀着对核专业的浓厚兴趣,他选择报考哈尔滨工程大学核工程与核技术专业,但遭到家人的强烈反对,"核"是让他们恐惧的一个词。班主任却非常支持他:"核专业有前途,     

压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理

压水堆核电厂安全壳贯穿件是安全壳内外流体输送、设备或人员进出、电缆穿行等工作的关键部件,文章对贯穿件结构和材料进行阐述,从老化管理角度对压水堆核电厂安全壳贯穿件老化机理进行分析,包括腐蚀、疲劳、机械磨损,并开展基于戴明循环(PDCA)的管理,在对安全壳贯穿件老化机理充分认知的基础上提出管理策略。     

基于小波包和BP网络的松脱件质量估计

为减少现有松脱件监测系统存在的误报或漏报现象,降低松脱件在高速水流冲击下给核反应堆安全运行带来隐患的可能性。通过合理简化搭建松脱件碰撞模拟实验平台,选取6个不同质量钢球与钢板发生自由落体碰撞来模拟松脱件与设备内壁面撞击,再用加速度传感器获得相应冲击信号。采用小波包变换对原始冲击信号进行多层频域分解,利用每个频带能量占总能量的比值作为质量估计特征向量。将选好的特征向量作为多层前馈(BP)神经网络输入,经不同样本组合训练后建立较合适的钢球质量估计模型。数据处理结果表明,不同质量钢球质量估计误差分别为0.04%、1.14%,6.76%、0.01%、0.05%、0.07%,误差均在8%以内。通过将小波包变换和BP网络组合应用,在控制系统成本的情况下实现质量估计误差最小化。     

认识核电站

要想不害怕"核",就得先认识"核"。下面我们就来认识一下这次引起核恐慌的主角——核电站。核电是一种安全、经济、可靠的清洁能源,核电站用来发电