搜索结果: 1-15 共查到“核材料与工艺技术 核电站”相关记录15条 . 查询时间(0.059 秒)
美沃格特勒核电站2号机组获准使用高浓缩燃料（图）
美国 格特勒核电站 2号机组 高浓缩燃料
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2024/1/9
南方核电宣布已获得美国核管理委员会（NRC）的授权，可在沃格特勒2号机组使用浓缩度高达6%铀-235的先进核燃料。这是美国商业反应堆首次获准使用浓度超过5%的燃料。
巴西安格拉核电站接收首批乏燃料干法贮存设施
巴西安格拉核电站 乏燃料 干法贮存 设施
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2020/4/24
据世界核新闻网站2020年4月6日报道，2020年4月初，美国霍尔台克国际公司向巴西安格拉核电站交付了现场乏燃料干法贮存设施的首批5个模块，该设施共有15个模块。新的贮存设施于2020年底投入使用，将使1号和2号机组几乎已满的乏燃料贮存池有更多的空间，能够继续贮存乏燃料。
2016核电站材料服役性能国际研讨会在上海大学顺利召开（图）
核电站材料服役性能 国际研讨会 上海大学
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2016/3/31
2016年3月24日，由上海大学、上海电气核电设备有限公司、上海核电装备焊接及检测工程技术研究中心（筹）联合主办，上海市核学会、上海市腐蚀科学技术学会、《核技术》期刊协办的“核电站材料服役性能国际研讨会—2016国际合作与共同研究”在上海大学延长校区科技楼举行。 此次会议是继2014年主题为“材料表征与服役性能” 国际研讨会之后举行的第二次会议，会议主题是“国际合作交流与共同合作研究在核电站材料研...
第四届核电站材料与可靠性国际研讨会在沈阳成功召开（图）
第四届 核电站材料与可靠性 国际研讨会 沈阳
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2015/10/9
核电站材料是保证核电站安全、可靠、高效运行的基础。数十年内我国核电站在建造阶段和运行阶段暴露出来的问题，特别是运行阶段暴露出来的问题，多与材料相关。其中材料的老化、腐蚀、疲劳和磨损等问题，直接影响到核电站运行的安全性和可靠性。
基于核电站事故处理的人因可靠性研究
失水事故 蒸汽发生器传热管破裂 人因绩效
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2014/4/14
近些年人因可靠性研究对于核电站安全性这一问题越来越重要。在核电站控制室采用数字化技术以后,计算机化的操纵员工作站带来了便捷操作方式,但庞大且集中的信息量也带来了操作任务可靠性的风险。因此,在核电站的设备可靠性大幅度提高的前提下,人因可靠性也需要不断提高,以保证核电站运行具有更好的安全性和经济性。根据美国布鲁克海文国家实验室最新发布的NUREG 0700标准,先进控制室(ACR)被定义为“采用数字化...
第二届核电站材料与可靠性国际研讨会召开（图）
第二届 核电站材料 可靠性国际研讨会
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2011/5/12
2011年4月12日至14日，由中国科学院金属研究所和中国核能行业协会联合主办的第二届核电站材料与可靠性国际研讨会（2nd International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant）在沈阳顺利召开。
核电站乏燃料对生物圈的影响及 ADS 对策
核电发展 乏燃料 毒性 加速器驱动的次临界系统
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2009/10/28
介绍了核电发展状况和核电产生的乏燃料中的锕系及长寿命裂变产物核素， 在毒性方面评述了这些核素对生物圈的影响， 最后提出用加速器驱动的次临界系统嬗变核废物的对策， 以减轻或消除核废物对生物圈的影响。
秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算
燃料元件 燃耗 核电厂 辐照史校正
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2009/1/4
通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2....
2000年前我国压水堆核电站燃料供应最佳化分析
燃料供应 压水堆核电站
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2008/12/16
为了发展核动力,选定动力堆型是首先必须解决的技术方针政策性问题之一。为此,我国有关方面已经争论了好几年,尚未得出结论,对我国核动力的发展影响很大。几年以前曾设想过2000年前我国建造压水堆核电站所达到的规模,而为此要建设的大型扩散厂在技术上有很大困难,在投资方面要拿出经费来建造这样的大厂困难更大。因此,有一种
核电站燃料棒破损在线探测系统研制
在线探测 燃料棒
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2008/12/15
采用在线检测方法对现役核电站燃料棒的破损情况进行监测可以克服传统化学取样方法不能连续探测和不能及时报告堆内燃料破损情况的不足。本工作研制出核电站燃料棒破损在线探测系统(FDDS1),通过检测一回路核燃料裂变产物的活度,根据燃料破损性状分析程序FUDAC1计算出燃料棒的破损根数等参数,给出在线探测报告。
几个核电站堆型组合体系的燃料利用特性比较
燃料 核电站
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2008/12/15
本文提出一个核电战略分析的解析模型,对轻水堆—快堆、重水堆—快堆、重水堆—重水堆(钍自持)三种堆型组合体系作了比较,认为重水堆—快堆组合是理想的,轻水堆—快堆组合是可行的,重水堆—重水堆(钍自持)是不可取的。
秦山核电站考验元件辐照后燃料的晶粒长大及温度分布
秦山核电站 辐照
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2008/12/15
文章介绍秦山核电站考验元件辐照后燃料ＵＯ２的微观分析结果。用定量金相方法，结合晶粒长大动力学原理，计算出元件的中心温度，结果与ＦＲＡＰ－ＣＯＮ程序分析相符。以辐照后检验结果为基础，确定了评价国产燃料ＵＯ２辐照行为的参数Ｋ和Ｑ值。
秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量
秦山核电站
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2008/12/15
为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。
核燃料资源的充分利用和重水堆核电站
重水堆核电站 核燃料
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2008/10/13
本文比较了核电站各种动力堆堆型对核燃料资源的利用率。提出了四种重水动力堆堆型,并进行组合以适合核电站发展的需要。
百万千瓦级压水堆核电站主要设备及材料研制取得阶段性成果
核电站 上海市 材料
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2007/2/28
上海市人民政府2007年2月27日报道 上海市首批科教兴市科技攻关项目——“百万千瓦级压水堆核电站主要设备及材料研制”取得阶段性成果。