核電研究與開發(fā)的內容主要有:
反應堆在什么條件下達到臨界"para" label-module="para">
反應堆堆芯內的流體流動和傳熱工況直接決定了燃料元件芯塊和包殼的溫度,為此要進行燃料元件與冷卻劑之間的傳熱系數(shù)、堆芯各燃料組件之間的流量分配、燃料組件內流速分布、臨界熱流密度以及臨界后傳熱等實驗研究。隨著對安全要求的提高,研究領域從穩(wěn)態(tài)擴展到瞬態(tài),如建造功率高達幾萬千瓦的整個電廠系統(tǒng)的模擬實驗回路,進行大破口、小破口、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂等實驗。這些內容構成了反應堆熱工學。
反應堆的基本部件是核燃料元件。燃料元件在高溫、高壓和強輻照下的性能必須合格,才能放到反應堆內工作。為此必須把研制的燃料元件放在堆外模擬回路和堆內(研究堆的小回路內或隨堆)進行考驗,然后詳細檢查它的變形和腐蝕等情況。由于這時它的放射性非常強,檢驗必須在良好屏蔽的“熱室”中進行,為此必須研制能夠遠距離操作的各種檢驗手段。核燃料元件與組件生產工藝研究與燃料組件的堆內、外考驗,檢驗等研究工作一起,組成反應堆燃料元件研究的主要內容。
核電廠內常用的燃料(棒)包殼材料、壓力容器鋼、蒸汽發(fā)生器管材、一回路主管道管材等處于高溫、強輻照和高應力下,容易發(fā)生破裂,影響安全。為此不僅需要測定這些材質未經輻照和輻照后的強度、脆性、蠕變、疲勞等機械性能,還要研究它們與周圍介質的相容性。以選取合適材質和不斷改善其性能為目標的這些研究工作,就是反應堆材料學。
在運行中發(fā)現(xiàn)水質對材料的各種性能,特別是對腐蝕性能有重大影響。何種水質為佳"para" label-module="para">
為了確保核電安全,控制保護是十分重要的。核電廠控制保護系統(tǒng)充分利用了現(xiàn)代電子學的各種先進技術。提高控制保護系統(tǒng)的可靠性,確保在預定的各種整定值下能夠動作,是目前反應堆控制研究的主要目標。
核電廠結構復雜,許多結構處在高溫和高強度下,機械應力與熱應力的緊密結合,產生了許多新的結構力學研究課題,使反應堆結構力學成為一個十分活躍的學科。
20世紀90年代,核電研究與開發(fā)的大量實驗結果已被綜合到一系列計算機軟件和工程數(shù)據(jù)庫中,這些軟件對設計和運行起到了重要作用。不僅各個專業(yè)都有了自己成套的程序,而且整個核電廠系統(tǒng)也有了大型分析程序,可以對核電廠各種假想事故進行分析,計算結果已相當準確,為設計各種防范措施提供了依據(jù)。近年來概率安全評價有了很大發(fā)展,它不僅能估算各類事故的風險,且可以找出核電廠在設計、運行等方面的薄弱環(huán)節(jié)加以改進。在這些工作基礎上發(fā)展起來的核電廠模擬機和仿真機等技術,能實時甚至比實時更快地展示核電廠事故發(fā)展進程。這些是目前正在飛速發(fā)展的核電廠安全分析的內容。
通過30多年的核電科研,人們對核電的規(guī)律已較深入地掌握。從趨勢上看,核電廠正從由簡到繁轉向由繁到簡的新的發(fā)展階段,這正是大量核電廠運行經驗積累和長期科研的成果。目前發(fā)展基本成熟的先進輕水堆(如先進沸水堆ABWR)和其他先進堆(如固有安全堆PIUS),無疑將把核電廠推向一個更安全和更經濟的發(fā)展階段。
秦山壓水堆核電廠是中國參照外國公開發(fā)表資料自主設計建造的300MW原型核電廠。為驗證該核電廠設計的正確性,改進和完善設計,解決核電廠建設中的設備與材料問題,先后開展了包括反應堆物理、熱工、水力、應力分析、驅動線對中、抗震,以及新材料、主設備、儀表、控制電器、無損探傷等方面的400余項科研試驗,保證了該核電廠的順利建成。
為實現(xiàn)秦山二期600MW機組壓水堆核電廠設計自主化、設備國產化和標準化,仍開展了大量的科研試驗。因為參考電廠和設備容量的不同,安全標準和工業(yè)規(guī)范的改變,制造廠家的變更,均使600MW項目,不能照抄照搬300MW核電廠的設計和工藝。
在引進國外技術的情況下,為了消化吸收和適應本國條件,也必須進行相當多的試驗和驗證工作。
核電廠投入運行以后,仍需不斷進行研究與開發(fā),如改進核電廠仿真機、對故障和事故的早期診斷、燃料管理、運行規(guī)程的改進、設備的在役檢查和維修技術、人因工程、在事故工況下核電廠的行為等,以保持核電廠的安全性和高可用率。
中國目前與核電相關的研究與開發(fā)機構有中國核動力研究設計院、北京核工程研究設計院、上海核工程研究設計院、核動力運行研究所、中國原子能科學研究院、中國輻射防護研究院、清華大學核能技術設計研究院、蘇州熱工研究所等。
1965年建立,位于四川省成都市。
與核電研究有關的專業(yè):核島設計,反應堆物理,反應堆熱工水力,核設備,反應堆結構力學,反應堆材料,核燃料元件材料,焊接技術,核電子學,水化學,核燃料元件無損監(jiān)測,仿真技術,同位素生產和應用等。
用于核電研究的主要設施:
(1)高通量反應堆。熱功率:125MW;最大熱中子注量率:6.2×10n/(cm·s);最大快中子注量率:1.7×10n/(cm·s);入口壓力:16.8MPa;入口溫度:50℃。
(2)大型核電廠燃料組件和驅動線熱態(tài)試驗臺架。工作壓力:15.2MPa;工作溫度:350℃。
(3)大型水力模擬試驗裝置。流量:9000m/h;壓力:9.8MPa;溫度:100℃。
(4)反應堆堆芯整體水力模擬試驗裝置。
(5)大型熱工(全長燃料棒束)試驗臺架(正在建造)。
(6)反應堆動力設備考驗裝置。工作壓力:15.4MPa;工作溫度:350℃。
(7)大型抗震試驗臺(擬建)。
(8)反應堆零功率試驗裝置。
(9)脈沖反應堆。
現(xiàn)在碩士別想留,博士差不多,但也不是全部。碩士工作,導師一般都會幫忙解決的,貌似這算是條傳統(tǒng)了。1樓說那的學生跟著各油田做,真可愛的回答。2樓,難道石油大學就把學生當學生好好培養(yǎng)了?能考還是考勘探院吧...
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生物反應器是利用酶或生物體(如微生物)所具有的生物功能,在體外進行生化反應的裝置系統(tǒng),是一種生物功能,如發(fā)酵罐、固定化酶或固定化細胞反應器等。 生物反應器(bioreactor)經歷了三個發(fā)展階段:細...
1958年建立,位于北京市。
與核電研究有關的專業(yè):反應堆主工藝,反應堆工程設備,反應堆熱工回路,反應堆化工,放射性三廢處理,核燃料后處理,環(huán)境保護,放射化學,反應堆建筑結構工藝,核電廠總體設計等。
用于核電研究的主要設施:
(1)核法規(guī)資料庫。全面收集與核電設計有關的國內外法規(guī)、準則、標準和規(guī)范。
(2)配套的核電廠設計計算機程序。
(3)供設計、計算、分析、繪圖、復制用的具有相當規(guī)模的硬件設施。
位于上海市。
與核電研究有關的專業(yè):核電工程,核電安全分析,反應堆物理,反應堆熱工水力,反應堆結構,反應堆設備,核島系統(tǒng)設計,輔助系統(tǒng)設計,反應堆結構材料,核電無損檢測技術等。
用于核電研究的主要設施:
(1)高溫高壓設備試驗臺架。壓力:15.2MPa;溫度:300℃;流量:220m/h。
(2)無損檢測設備。
核動力運行研究所
1982年建立,位于湖北省武漢市。
與核電研究有關的專業(yè):核電廠運行研究,核電廠在役檢查,核電廠仿真機,質量保證,核電廠蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器的設計與試驗等。
用于核電研究的主要設施:
(1)蒸汽發(fā)生器綜合試驗臺架。壓力:17.5MPa;溫度:350℃;功率:5.5MW。
(2)蒸汽發(fā)生器傳熱管材腐蝕試驗臺架。壓力:17.5MPa;溫度:350℃;功率:660kW。
1950年建立,位于北京市房山區(qū)。
與核電研究有關的專業(yè):反應堆物理,反應堆熱工水力,反應堆材料(腐蝕,防護,輻照性能),核燃料元件,放射化學、放射性三廢處理與處置,核燃料后處理,核保障監(jiān)督技術,水化學,輻射防護,環(huán)境保護,計算技術應用研究等。
用于核電研究的主要設施:
(1)重水研究堆。最大熱中子注量率:2.8×10n/(cm· s);最大快中子注量率:6.2×10n/(cm·s);熱功率:10MW。
(2)熱元件材料輻照后檢驗實驗室。工藝間面積:700m;最大操作活度:3.7×10Bq。
(3)失水事故熱工水力瞬態(tài)性能實驗裝置。壓力:17.5MPa;溫度:350℃。
(4)低放固體廢物壓縮減容裝置。額定壓力:2×10N;減容比:7∶1;處理能力:2m/h。
(5)游泳池式研究堆。
(6)高通量研究堆(擬建)。
(7)快中子實驗堆(在建)。
1962年建立,位于山西省太原市。
與核電研究有關的專業(yè):輻射防護,輻射劑量,輻射探測,核安全,三廢治理,環(huán)境保護,環(huán)境工程,放射醫(yī)學,放射衛(wèi)生,環(huán)境醫(yī)學,放射生物學等。
用于核電研究的主要設施:
(1)核輻射環(huán)境模擬分析裝置。風洞長度:24.5m;風速:0.2~9m/s;核素遷移:溫度0~60℃可調,濕度40%~90%可調。
(2)核廢物(固體)熱解焚燒爐。減容比:35∶1;減重比:11∶1。
1960年3月建立,位于北京市昌平區(qū)。
與核電研究有關的專業(yè):反應堆工程,核能供熱,核化學化工,核輻射儀器,環(huán)境技術等。
用于核電研究的主要設施:
(1)5MW低溫核供熱堆。
(2)2MW雙堆芯游泳池式屏蔽實驗堆
(3)200MW低溫核供熱堆熱工水力學實驗臺架;水力驅動控制棒實驗臺架;高溫氣冷堆氦氣回路實驗臺架;高溫氣冷堆燃料球生產裝置等。
(4)10MW實驗性高溫氣冷堆(在建)。
蘇州熱工研究所
1978年建立,位于江蘇省蘇州市。
與核電研究有關的專業(yè):核電工程,核電安全分析,輻射劑量,環(huán)境保護,質量保證,無損檢驗,仿真技術等。
用于核電研究的主要設施:
(1)環(huán)境測量實驗裝置。
(2)承壓容器監(jiān)察、檢驗裝置。
(3)超小型計算機仿真技術研究裝置。
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評分: 4.3
福島核事故引發(fā)了全球范圍內對核電廠地震風險的重新審視。我國是地震多發(fā)國家,同時在可以預期的未來多年內是世界上最大的核電建造國,因此應重視核電廠的地震風險?,F(xiàn)有核電廠的抗震設計主要是基于確定論設計,難以全面評估核電廠地震風險的大小。核電廠地震概率安全評價是利用概率論方法評估核電廠地震風險的有效方法,對核電廠抗震薄弱環(huán)節(jié)識別和抗震安全改進具有重要意義。文章全面介紹了壓水堆核電廠地震概率安全評價方法的開發(fā)流程和技術要素,指出了應在核電廠地震概率安全評價中考慮的重要因素和處理方法,為國內核電廠地震概率安全評價工作提供參考。文章建議盡快完善我國核電廠地震概率安全標準體系建設,指導國內核電廠廣泛開展地震概率安全評價工作。
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評分: 4.4
首先,指出目前核電檢維修工具開發(fā)項目中出現(xiàn)的各種問題,并對問題原因進行深入分析。然后,針對檢維修工具開發(fā)項目的實際情況,提出一套全新的檢維修工具開發(fā)項目流程管理方法,并詳細介紹該方法的組織機構和流程。最后,對該方法在實際應用中的要點進行總結。
植物資源是自然資源的重要組成部分,與人類生活密切相關。如何更好地利用我們身邊的、寶貴的植物資源,是當前我們植物資源學工作者的首要任務之一。本書匯集了植物資源理論研究、民族植物學理論與實踐、特產資源高效利用、辛香料資源開發(fā)、特種植物膠開發(fā)與應用、植物色素應用研究、植物源功能性食品及功能性化妝品開發(fā)研究、藥用植物資源加工利用新技術、特種野果開發(fā)研究、野生蔬菜加工技術研究、植物能源的開發(fā)與應用以及植物開發(fā)利用中綜合利用工程技術等方面的研究成果,全書內容十分豐富。本書可供從事植物資源開發(fā)利用的技術人員、生產經營者及有關科研、教學人員參考。
迅達始終認為研究和開發(fā)是保證競爭性和長期客戶利益的重要因素,同時可以保持在技術和成本控制上的領先。這也是成為電梯行業(yè)的關鍵能力。
在全球的幾個研發(fā)中心中,大約500名迅達工程師成功地進行電梯和自動扶梯的新系統(tǒng)和部件的開發(fā),新的技術都經過緊密合作的世界主要技術中心和大學的評估。研究和開發(fā)的焦點集中在智能化的交通運輸管理、控制系統(tǒng)和先進的驅動技術,還有新的安全要求和高速電梯的舒適性。卓有成效的技術管理和世界級的開發(fā)環(huán)境確保資深的工程師們開發(fā)出卓越的產品。
《中國核電設備行業(yè)市場前瞻與投資戰(zhàn)略規(guī)劃分析報告》
報告利用對核電設備行業(yè)市場跟蹤搜集的市場數(shù)據(jù),分析了中國核電設備行業(yè)當前的市場環(huán)境與細分市場發(fā)展狀況。