首页 > 学术论文

钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计

来源:论文学术网
时间:2024-08-18 12:35:04
热度:

钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计【摘要】:提出了一种用于钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计方案。该热开关基于形状记忆合金原理,当压力管的温度达到3

【摘要】:提出了一种用于钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计方案。该热开关基于形状记忆合金原理,当压力管的温度达到340℃的时候,热开关中的形状记忆合金部分开始变形,推动导热部件移动,使得压力管和排管之间通过导热部件接触。从而将堆芯内的热量从压力管传到排管和慢化剂,再通过慢化剂冷却系统把热量带出并最终释放到周围环境之中。理论计算表明,24片的热开关组件可以满足设计要求。 【作者单位】: 清华大学工程物理系 清华大学工程物理系 清华大学工程物理系
【关键词】核能系统 热开关 非能动 记忆合金
【分类号】:TL364.4
【正文快照】: 00关D!( H?(CO,引言牡基先进核能系统(T ANES)是清华大学工程物理系与加拿大原子能公司(A ECL)合作开发的项目。在系统概念设计时,是以第四代先进核能系统的可持续性、经济性和安全性等指标为设计宗旨和追求目标。杜基先进核能系统特别适用于中国和其他一些铀资源比较贫乏而

您可以在本站搜索以下学术论文文献来了解更多相关内容

非能动压水反应堆    

AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析    俞冀阳,李坤,贾宝山

企业之声    

非能动余热排出系统瞬态分析    臧希年,黄冰,郭卫军

上海核工程研究设计院院长郑明光:中国的核电设计将留有更大的安全余量    

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用    厉日竹,王金海,李笑天,吴莘馨

非能动安全壳冷却系统水分配装置设计    张廷祥,唐宇

中国实验快堆非能动余热排出系统中非能动爆破片疲劳性能试验    周一卉;由宏新;李岳;

核与辐射小知识    樊继列;

X-31坠毁事故分析    韩世杰

电子化规程在AP1000设计中的应用    王甲强;徐辉;

核能发电将成为绿色主角    薛新民

我国三代核电技术安全标准更高    CNE记者 赵坤

新能源发展应更多元    本报记者 任超然

代表委员:日本大地震警示防灾减灾    记者 于跃 张文 徐然 刘春晖 赖雨晨 杨迪

核电安全“加试”未来发展将更趋理性    本报记者 刁萃

中国核电站不会出现“堆芯熔化”    记者 王佑

中国核电要考虑“万一”    厦门大学中国能源经济研究中心主任 林伯强

重新审视核能计划的安全性    沈丁立 复旦大学国际问题研究院

核电项目暂停审批 安全环保成首要指标    CUBN记者 周洪博

从福岛第一核电站事故看我国核电发展、核安全与核电装备业    中国工程院院士、核反应堆及核电工程专家 叶奇蓁

大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究    邓坚

一回路钠净化系统大破口事故数值模拟研究    彭燕

核动力非能动安全特性研究    廖永达