上世纪60年代中、后期,彭士禄主持了潜艇核动力装置的论证、设计、装备、试验以及运行的全过程,并参加指挥了第一代核潜艇的调试和试航;建立的核动力装置主参数计算方法,在主参数的选定、系统组成及关键设备的选型等方面有很强的使用价值并可推广应用于压水堆核电站。...
同年8月30日,距上海千里之外的西南山坳深处传来一阵欢呼,中国第一座核潜艇陆上模式堆在中国核动力研究设计院九〇九基地满功率试验成功!研制核潜艇的关键是动力来源——核动力反应堆,陆上模式堆即在建造核潜艇前在陆地上建造的1∶1工程试验反应堆,以验证核动力装置设计的可靠性与安全性。...
专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料 燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件,其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队(简称“核安全所”)研发的新型燃料组件及包壳材料,解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题,同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。...
作为核动力专家,一直从事核反应堆工程研制及设计研究工作,在核反应堆热工水力与核安全、核动力总体设计等专业领域有很深造诣。参加了中国第一代压水堆型核动力装置、第一座铀氢锆原型脉冲反应堆、乏燃料研究堆等工程研制;参加了岷江堆的设计,首次研究发现其堆芯燃料区、反射层区和水池之间存在自然循环,用此技术解决了该堆应急冷却问题;参加了秦山二期核电站、新型反应堆等方案研究和立项论证工作。...
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