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600MW亚临界汽轮机高压加热器疏水运行故障分析与对策 预览
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作者 张学利 赵晓军 解伟军 《机械工程师》 2019年第2期112-114,117共4页
针对600MW亚临界汽轮机配套JG-1970-3型高压加热器正常疏水水位波动、管道晃动、端差大等故障现象进行探究,分析出JG-1970-3型高压加热器疏水冷却段包壳漏泄,壳侧蒸汽从泄漏处窜入包壳内疏水,导致高加换热效果减弱,造成高加端差大;形成... 针对600MW亚临界汽轮机配套JG-1970-3型高压加热器正常疏水水位波动、管道晃动、端差大等故障现象进行探究,分析出JG-1970-3型高压加热器疏水冷却段包壳漏泄,壳侧蒸汽从泄漏处窜入包壳内疏水,导致高加换热效果减弱,造成高加端差大;形成汽液两相流,引起管道晃动、壳侧水位波动大。通过割管、内窥镜检查进一步确认了疏水包壳漏泄。采取割开高加疏水包壳上部壳体、疏水出口四周壳体,对检查出的疏水包壳开裂焊缝、冲刷孔洞予以补焊、加固,消除了高加疏水包壳漏泄引起的水位波动、管道晃动、端差大等缺陷,确保了高加疏水稳定运行。 展开更多
关键词 高压加热器 疏水 漏泄 补焊 加固
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燃料与包壳高温热循环试验装置设计 预览
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作者 雷华桢 《中国高新科技》 2018年第17期74-77,共4页
高温热循环引起的燃料与包壳之间的相互作用是燃料元件失效的主要形式之一.文章根据反应堆内燃料与包壳的热循环条件,介绍了试验装置的热工、结构、真空设计,最终设计完成了一种能在堆外电加热条件下开展燃料与包壳高温热循环的试验装置.
关键词 热循环 热工设计 燃料
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加工工艺对包壳大白菜种子质量的影响 预览
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作者 吴萍 宋顺华 +4 位作者 张凤兰 余阳俊 李丽 张海军 丁海凤 《农业科学》 2018年第2期111-117,共7页
对大白菜种子进行包壳处理可有效改善种子播种性能。采用四种方法测定了大白菜包壳种子的发芽,不同方法测定结果之间存在明显差异。采用8种包壳材料对种子进行包壳,在增重5倍条件下,不同材料包壳种子的发芽、大小、裂解时间和颗粒强度... 对大白菜种子进行包壳处理可有效改善种子播种性能。采用四种方法测定了大白菜包壳种子的发芽,不同方法测定结果之间存在明显差异。采用8种包壳材料对种子进行包壳,在增重5倍条件下,不同材料包壳种子的发芽、大小、裂解时间和颗粒强度存在差异。测定了两种包壳材料不同包壳倍数种子的发芽和其它质量指标,结果表明随包壳种子的增大,种子发芽下降,裂解时间和颗粒强度也发生变化,但是两种包壳材料的影响不同。试验结果还表明,在一定范围内,包壳种子表面着色对种子质量没有明显影响。 展开更多
关键词 大白菜 种子 发芽 颗粒强度
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U-10Zr/Zr-4合金界面的微观结构及生长动力学研究
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作者 张羽廷 王鑫 +5 位作者 刘朋闯 曾钢 庞晓轩 贾建平 盛六四 张鹏程 《稀有金属材料与工程》 CSCD 北大核心 2018年第9期2675-2681,共7页
为研究U-Zr合金与Zr-4合金之间的相容性和扩散行为,采用真空热压扩散法制备U-10wt%Zr/Zr-4扩散偶,随后在高真空中580~1100℃高温热处理样品。采用扫描电镜和透射电镜分析检测扩散偶的界面微观结构和元素分布。系统研究了两种合金之间的... 为研究U-Zr合金与Zr-4合金之间的相容性和扩散行为,采用真空热压扩散法制备U-10wt%Zr/Zr-4扩散偶,随后在高真空中580~1100℃高温热处理样品。采用扫描电镜和透射电镜分析检测扩散偶的界面微观结构和元素分布。系统研究了两种合金之间的相容性。δ-UZr2层和厚约20nm的富铀层形成于热压扩散法制备的样品界面。测量了合金界面扩散系数常数和扩散激活能,分别为(4.23±0.63)×10^-6m^2/s和(160.73±1.67) kJ/mol。结果表明U-10wt%Zr/Zr-4扩散偶的扩散系数大于U-Zr合金的,特别是在低温段。 展开更多
关键词 金属型核燃料 界面 互扩散 混合堆
EPR高能管线破口喷射防护的设计改进及SEC海水冷却管线腐蚀渗漏的快速处理 预览
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作者 李山领 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第5期745-749,共5页
核电领域高能管线破口喷射对周围重要物项造成破坏,及SEC冷却管线易受海水腐蚀渗漏的问题,现行的处理方法,存在着种种缺陷,针对于此,特发明一种管道增强补漏器,其结构简单实用,能快速有效的处理管道泄漏,又能预防高能管线破裂的发生。
关键词 增强补漏器 高能管线 橡胶垫片
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提高蔬菜种子质量的包衣技术 预览
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作者 吴萍 宋顺华 +1 位作者 李丽 张海军 《黑龙江农业科学》 2018年第3期104-107,共4页
包衣处理是一种提高种子播种性能、保护苗期生长的先进种子增值技术。包衣处理有3种主要形式:膜状包衣、包壳和丸粒化。通过介绍包衣处理的主要特征、作用及包衣种子质量检测的方法和国际、国家标准。针对我国目前的应用现状,提出了目... 包衣处理是一种提高种子播种性能、保护苗期生长的先进种子增值技术。包衣处理有3种主要形式:膜状包衣、包壳和丸粒化。通过介绍包衣处理的主要特征、作用及包衣种子质量检测的方法和国际、国家标准。针对我国目前的应用现状,提出了目前在我国蔬菜种子生产上应用的可能性和侧重点。 展开更多
关键词 蔬菜种子 丸粒化
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中国清洁核电站建设及其所用铝材 预览
7
作者 马振波 王祝堂 《轻合金加工技术》 北大核心 2018年第11期8-11,共4页
简要地介绍了中国核电站的建设。核电堆分为核分裂型的与核聚变型的,前者已成熟,后者尚处于研发阶段,可能还需要10 a左右才能投入商业运行。铝材在核电站建设中获得了较多的应用,主要用作中、低温堆燃料元件的包壳、工艺管、辅助管道等... 简要地介绍了中国核电站的建设。核电堆分为核分裂型的与核聚变型的,前者已成熟,后者尚处于研发阶段,可能还需要10 a左右才能投入商业运行。铝材在核电站建设中获得了较多的应用,主要用作中、低温堆燃料元件的包壳、工艺管、辅助管道等,工业纯铝在温度为100℃~130℃的水冷反应堆中得到广泛的应用。堆用铝材除应具有常规的优良性能外,还应有小的热中子吸收截面。用得多的堆用铝合金为工业纯铝、Al-Mg-Si系、Al-Si系、Al-Fe-Ni系合金等。 展开更多
关键词 核电站 工艺管 热中子吸收截面 堆用铝合金
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目视检测法在锆合金管材检验中的应用 预览 被引量:1
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作者 窦丽娟 党辉 +2 位作者 徐呈 唐颖 孙利元 《金属世界》 2017年第2期12-15,共4页
目视检测作为无损检测的一种常用方法,具有简单、经济、速度快、可弥补其他仪器检测设备的不足及检出率高的特点,在核工业用锆材检测中具有重要的应用地位。文章重点介绍了目视检测方法在核工业用锆材检验中的应用情况,分析了目视检测... 目视检测作为无损检测的一种常用方法,具有简单、经济、速度快、可弥补其他仪器检测设备的不足及检出率高的特点,在核工业用锆材检测中具有重要的应用地位。文章重点介绍了目视检测方法在核工业用锆材检验中的应用情况,分析了目视检测的优越性以及存在的影响因素和局限性,编制了一份锆合金管材目视检测工艺,证明了目视检测的良好应用效果。最后指出目视检测法在核工业用锆材检测中的改进方向,以促进目视检测技术在核工业领域包壳管检验中的良好应用和快速发展。 展开更多
关键词 目视检测 锆合金 无损检测 其他仪器 影响因素 燃料 检测概率 工件表面 检测设备
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ATF研发的一些问题与分析 预览
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作者 赵瑞瑞 王虹 《中小企业管理与科技》 2017年第14期170-171,共2页
本文介绍了ATF燃料的基本要求与国际及国内ATF燃料芯块和包壳的研发现状,分析了目前ATF研发存在的关于研究目标、技术路线及应用目标的主要问题,重点阐述了对ATF燃料研发的一些建议与思考。
关键词 核燃料 事故容错 芯块
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龙凤山地区营城组储层绿泥石黏土的形成机制及分布规律 预览 被引量:3
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作者 朱颖 丁晓琪 胡鑫 《东北石油大学学报》 北大核心 2017年第5期62-69,共8页
以龙凤山营城组为研究对象,根据铸体薄片、扫描电镜、CT扫描、X线衍射资料,研究绿泥石黏土的含量、产状、形成机理,以及对储层的控制作用。结果表明:绿泥石黏土分布广泛,主要以颗粒包壳的形式产出,厚度在不同区域差别较大,多数在5μm左... 以龙凤山营城组为研究对象,根据铸体薄片、扫描电镜、CT扫描、X线衍射资料,研究绿泥石黏土的含量、产状、形成机理,以及对储层的控制作用。结果表明:绿泥石黏土分布广泛,主要以颗粒包壳的形式产出,厚度在不同区域差别较大,多数在5μm左右,最厚可达10μm;绿泥石黏土包壳的形成主要受水介质条件的影响,多发育于三角洲平原及内前缘环境,黑云母、辉石及富铁、镁火山物质在早成岩阶段发生水解,为绿泥黏土石包壳的形成提供物质基础;从离物源区较近的扇三角洲平原到靠近湖盆中心的扇三角洲外前缘,绿泥石黏土包壳的厚度、体积分数逐渐降低,浊沸石胶结物的体积分数逐渐增加;绿泥石黏土包壳对储层物性具有破坏作用,特别是对渗透率的破坏,而绿泥石黏土包壳的发育是好储层的指示。该结果为龙凤山地区营城组致密低渗砂岩优质储层的分布规律研究提供参考。 展开更多
关键词 绿泥石黏土 形成机制 分布规律 营城组 龙凤山地区
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船用堆燃料棒包壳疲劳寿命分析
11
作者 李飞 彭蕾 +3 位作者 时靖谊 马冰 金成 解尧 《核技术》 CSCD 北大核心 2017年第5期89-94,共6页
船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力... 船用堆瞬态变工况下燃料棒包壳温度和冷却剂压力波动较大,引起包壳的疲劳损伤,因此包壳疲劳寿命分析至关重要。本文利用ANSYS软件模拟船用堆瞬态变工况下燃料棒的热机械行为,结合锆包壳疲劳寿命设计曲线,考察包壳温度、冷却剂压力、燃料棒内压以及辐照对船用堆燃料棒包壳疲劳寿命的影响。计算结果表明,瞬态变工况使得包壳疲劳寿命有很大降低;包壳温度变化与冷却剂压力变化相比,前者对包壳疲劳寿命的影响小;辐照会降低包壳疲劳寿命。在不影响核动力船舶机动性的前提下,可采取一些必要的措施来降低包壳的疲劳损伤。 展开更多
关键词 船用堆 疲劳寿命
媒体纵览 预览
12
《大众科学》 2017年第2期8-9,共2页
福岛核辐射量爆表与外界无关 在2011年3月11日日本大地震引发海啸中严重受损的福岛第一核电站,日前被测出其2号机组反应堆辐射强度达到每小时530希沃特(Sv,辐射剂量单位),该数据达到了事故以来最高。部分人认为这将影响作为日本邻国... 福岛核辐射量爆表与外界无关 在2011年3月11日日本大地震引发海啸中严重受损的福岛第一核电站,日前被测出其2号机组反应堆辐射强度达到每小时530希沃特(Sv,辐射剂量单位),该数据达到了事故以来最高。部分人认为这将影响作为日本邻国的我们,不过近日中国工程院院士、辐射防护专家潘自强表示:辐射量爆表与外界无关。据了解, 展开更多
关键词 辐射量 核电厂安全 反应堆辐射 辐射剂量单位 辐射防护 中国工程院院士 沃特 安全 燃料芯块
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同一燃耗区域核燃料包壳破损建模分析 预览
13
作者 常建 蔡杰进 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第5期98-103,共6页
核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障, 一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路134Cs/137Cs比值确定破损燃料棒所在燃耗区域,对该燃耗区域裂变产物的产生、裂变产物进入芯块间隙、一回路核素... 核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障, 一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路134Cs/137Cs比值确定破损燃料棒所在燃耗区域,对该燃耗区域裂变产物的产生、裂变产物进入芯块间隙、一回路核素平衡分别进行建模,然后,利用建立的数学模型对破口处裂变产物向一回路释放过程进行分析,得出破口的大小和破损根数及所在燃耗区域,并以压水堆核电站燃料包壳破损的数据进行验证,证实了模型的合理性。 展开更多
关键词 燃料棒 破损 反应堆冷却剂系统
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130t钢包包壳热应力的有限元分析及应用
14
作者 马学东 蒋全强 +1 位作者 王倩 王厉刚 《机械设计》 CSCD 北大核心 2016年第3期67-70,共4页
根据130 t钢包的实际结构,以传热学理论为依据,以ANSYS软件为工具,采用二维轴对称热结构耦合模型,并使用接触单元,提取了耐火衬对包壳的热膨胀压力,发现包壳角部出现压力突变,峰值为65 MPa。因此,对角部耐火衬做了结构改进。然后,采用... 根据130 t钢包的实际结构,以传热学理论为依据,以ANSYS软件为工具,采用二维轴对称热结构耦合模型,并使用接触单元,提取了耐火衬对包壳的热膨胀压力,发现包壳角部出现压力突变,峰值为65 MPa。因此,对角部耐火衬做了结构改进。然后,采用改进后的二维轴对称热结构耦合模型提取了热膨胀压力及包壳温度载荷。在以上基础上,构建三维包壳模型并施加改进后的温度载荷与热膨胀压力及重力载荷,并建立耳轴与辅助块的接触对来反映包壳的自由热膨胀,进行了高温重载下包壳的强度计算,经计算包壳强度合格。该包壳已应用于工程实际,且使用效果良好。 展开更多
关键词 热应力 有限元 应用
燃料棒包壳辐照蠕变与生长行为模拟研究 预览
15
作者 章筱迪 刘龙 +3 位作者 郝萌 范轶翔 王鹏 黄宁 《核电子学与探测技术》 北大核心 2016年第12期1268-1272,共5页
根据建立的包壳材料和行为模型,利用ABAQUS对包壳辐照蠕变与生长行为进行相关模拟研究。在设定的稳态工况下,计算了包壳的辐照蠕变,分析了它的应力以及蠕变的关系。通过设置节点集和不同路径方式,分析了包壳的辐照生长现象,表明了A... 根据建立的包壳材料和行为模型,利用ABAQUS对包壳辐照蠕变与生长行为进行相关模拟研究。在设定的稳态工况下,计算了包壳的辐照蠕变,分析了它的应力以及蠕变的关系。通过设置节点集和不同路径方式,分析了包壳的辐照生长现象,表明了ABAQUS在核燃料性能研究方面的适用性。以及利用ABAQUS的二次开发接口,可以把自定义的模型结合到商用的有限元软件中,利用商用有限元软件的优势,快速解决部分核燃料模拟中的问题。 展开更多
关键词 ABAQUS 蠕变 辐照 二次开发
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巧用电学知识 妙解环保问题 预览
16
作者 姜启时 《中学生数理化:高二高三版》 2016年第20期35-36,共2页
一、电容式传感器在污水检测中的应用信息链接:大亚湾核电站在某次监测中发现,一回路冷却水中的放射性核素碘和放射性气体轻微上升,经判断是由一根燃料棒的包壳存在微小裂纹产生的,但没有对外界导致核泄漏,核电站的正常运行没有受到影... 一、电容式传感器在污水检测中的应用信息链接:大亚湾核电站在某次监测中发现,一回路冷却水中的放射性核素碘和放射性气体轻微上升,经判断是由一根燃料棒的包壳存在微小裂纹产生的,但没有对外界导致核泄漏,核电站的正常运行没有受到影响。为了测定核电站内含辐射物质污水的深度,可以利用的测定设备是电容式传感器。 展开更多
关键词 解环 电容式传感器 放射性气体 一回路 核泄漏 微小裂纹 燃料棒 放射性核素 导电液体
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携手绘就中国核燃料循环耀眼一环——记中核AREVA(上海)锆合金管材有限公司首批国产M5包壳管本土化生产交运纪实 预览
17
作者 马骞 《中国军转民》 2016年第1期35-38,共4页
这是一个俭朴的庆典仪式,参加庆典的中外嘉宾加上员工代表只有30余人,短短的半个小时,却对中国核燃料循环产业意义非凡,它标志着从即日起,中国核燃料组件生产的重要原材料之一——M5锆合金管材实现了本土化生产运交,中国核燃料组件生产... 这是一个俭朴的庆典仪式,参加庆典的中外嘉宾加上员工代表只有30余人,短短的半个小时,却对中国核燃料循环产业意义非凡,它标志着从即日起,中国核燃料组件生产的重要原材料之一——M5锆合金管材实现了本土化生产运交,中国核燃料组件生产的重要原材料得到保证,中核集团核燃料循环体系更加完善,产业链得以再次延伸,对中国核电发展和核电"走出去"具有里程碑的战略意义。 展开更多
关键词 核燃料循环 AREVA M5 锆合金 本土化生产 燃料组件 中核集团 核电发展 员工代表
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事故容错燃料包壳和芯块材料中子学分析 预览
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作者 潘昕怿 兰兵 +3 位作者 贾斌 李铁萍 韩向臻 张春明 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第9期958-961,965共5页
分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U3Si2、U15N和U—Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃... 分别使用SCALE软件包和两种近似方法进行组件和堆芯中子学分析,进而对SiC、先进铁合金和钼等事故容错包壳材料以及U3Si2、U15N和U—Mo等芯块材料进行中子经济性评价。结果表明:除了SiC外,金属包壳均有显著的中子惩罚,需通过提高燃料富集度或减少包壳厚度进行补偿;高密度芯块如U3Si2通常能够提高中子经济性,但由于过高的238U含量,U15N无明显经济性优势。 展开更多
关键词 事故容错燃料 中子经济性 芯块
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携手绘就中国核燃料循环耀眼一环 预览
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作者 马骞 《军工文化》 2015年第12期52-55,共4页
核燃料元件的包壳管质量对保证核电站安全、稳定、经济运行至关重要,中核建中在CAST扮演着双重角色,既是股东,又是直接用户。2015年11月19日上午9时许,雨后初晴的上海松江区长石路559号的中核AREVA(上海)锆合金管材有限公司(CAST)... 核燃料元件的包壳管质量对保证核电站安全、稳定、经济运行至关重要,中核建中在CAST扮演着双重角色,既是股东,又是直接用户。2015年11月19日上午9时许,雨后初晴的上海松江区长石路559号的中核AREVA(上海)锆合金管材有限公司(CAST)干净整洁的成品车间正举行着一场隆重而简朴的"CAST首批国产M5包壳管发运庆典仪式"。当合资公司法人代表、董事长。 展开更多
关键词 核燃料循环 公司法人代表 锆合金 核燃料元件 CAST 中核集团 核电站安全 燃料组件 成品车间
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轻水反应堆(LWR)用包壳材料研究进展 预览 被引量:2
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作者 周军 李中奎 《中国材料进展》 CSCD 2014年第9期554-559,594共7页
轻水反应堆(LWR)是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电... 轻水反应堆(LWR)是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材,开展新合金的研发,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能,是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料,但还需投入大量研究。 展开更多
关键词 核反应堆 锆合金 SIC
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