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核电站反应堆测温热电偶回收装置是堆芯热电偶检修、更换、回收的专用设备。本文结合300MW反应堆型,介绍了一种结构简单、操作方便、使用安全可靠的热电偶拔出回收技术及回收处理装置。 相似文献
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反应堆堆芯入口流量分配是反应堆水力性能研究的重要内容之一,其与堆芯热裕量和燃料组件燃料棒的流致振动密切相关,从而影响反应堆的运行。CAP1400反应堆堆芯入口流量分配试验是验证CAP1400反应堆结构设计与分析的一个重要环节,旨在验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度。本文通过1/6比例模型试验,获得无均流板结构工况和带均流板结构3种工况(均匀流量工况、非均匀流量工况、偏回路流量工况)下CAP1400反应堆堆芯入口流量分配结果,并进行了各工况下流量分配均匀程度的分析。试验结果表明,CAP1400反应堆堆芯入口具有较好的流量分配效果。 相似文献
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蒸汽发生器是核电站的核心设备,若在正常工作中发生泄漏,将影响整个核动力装置的稳定性和安全性。蒸汽发生器中管板和换热管的连接主要靠液压胀接来完成,液压胀接处最容易发生泄漏,针对蒸汽发生器液压胀接的研究变得至关重要。本文进行了胀接试验及拉脱力试验,确定了合理的保压时间。对胀接过程进行有限元分析,研究了不同厚度管板的残余接触压力,并给出蒸汽发生器拉脱力的理论计算公式。结果表明,保压时间应控制在6~8s,蒸汽发生器拉脱力的计算应使用修正后的公式。 相似文献
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