据介绍,与国际上核电发达国家已有的少数几台核电验证模拟机相比,中国开发的核电“全范围验证模拟机”在整体技术水平、模拟精度、仿真范围上会达到国际先进水平,将采用仿真支撑系统及反应堆热工水力计算程序、严重事故分析程序等。 ...
并由于重水慢化中子的能力不如轻水,使得同功率的重水堆都要比轻水堆的块儿头更大些。 与重水堆相对的,在使用轻水作为慢化剂兼冷却剂的轻水堆中,维持链式反应的中子常常会被轻水吞噬而损失掉,因此轻水堆一般都用加浓铀作为核燃料。但轻水的中子慢化性能较好、容易获得且廉价,且密度高、黏性小、热工性能良好。而根据运行过程中反应堆内的轻水是否总是保持液态,还可分为压水堆(PWR)与沸水堆(BWR)。 ...
2017年3月17日,在“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项支持下,CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利完成。 ...
会议期间举行了中国核学会核反应堆热工流体力学分会理事会会议、中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术委员会会议。 据悉,中国核学会核反应堆热工流体力学分会学术年会是我国核能与热工流体力学界每年一次的学术交流盛会,向国内专家、学者和产业人员展示本领域的最新研究成果,交流新理论、新方法、新技术和新设备及行业动态,现已成为推动我国核动力事业自主创新发展的重要平台。...
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