搜索结果: 1-12 共查到“核材料与工艺技术 核电”相关记录12条 . 查询时间(0.075 秒)
EDF拟延长两台核电机组停运期以节省核燃料（图）
EDF 核电机组 核燃料
2024/1/9
近日，法国电力集团（EDF）表示，计划对卡特农（Cattenom）核电厂1、2号机组实施额外停堆，来节省更多的燃料。
俄首座浮动式核电厂准备首次换料
俄罗斯 核燃料 核电厂
2024/1/9
俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）近日表示，俄首座浮动式核电厂“罗蒙诺索夫院士”号首次换料所需的核燃料已通过北海航线运抵位于俄东北部楚科奇地区的佩维克港并交付。
利用核废料制成钻石核电池 发电效率接近100%（图）
核废料 钻石 核电池 发电效率
2021/2/26
核能发电的成本低廉，但核废料具有强大的放射性，处理和储存不易。如今，英国布里斯托大学卡波特研究所(University of Bristol Cabot Institute)的科学家正尝试一种创新的发电方式，能够一石二鸟，不仅解决核废料问题，还开发出新的发电来源。
俄罗斯巴拉科沃核电厂试验Remix燃料（图）
俄罗斯巴拉科沃 核电厂 试验 Remix燃料
2020/4/24
2020年3月31日，计划已久的俄罗斯巴拉科沃（Balakovo）核电厂3号机组（950 MWe，VVER）大修项目结束。期间，该机组设备实施了现代化改造，以提升可靠性和安全性，并更换了两台蒸发器，以提升机组的热工水力特性。
钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展
钼铼合金 空间核电源 相容性 谱移吸收体材料
2020/4/22
钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能，提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时，Mo-Re合金延伸率接近40%，加工性能最好，而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度，Mo-Re合金与UO2的相容性较好。在1 300 K以下时，Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时，Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的...
华北电力大学核科学与工程学院2020年硕士生复试自命题核电厂系统与设备考试大纲。
中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室“压水堆核电高温高压水环境材料损伤关键测试技术装备与应用”项目荣获2016年度中国核能行业协会科学技术奖一等奖
中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室 压水堆核电高温高压水环境材料损伤关键测试技术装备与应用 中国核能行业协会科学技术奖 一等奖
2016/12/2
2016年12月1日，2016年度中国核能行业协会科学技术奖评审结果正式揭晓，中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室完成的“压水堆核电高温高压水环境材料损伤关键测试技术装备与应用”项目经过形式审查、专家网评、专业评审组初评、评审委员会复评和审定以及30天的公示，荣获2016年度中国核能行业协会科学技术奖一等奖。中国科学院金属研究所韩恩厚研究员、吴欣强研究员和王俭秋研究员为该项目...
辽宁省核电装备产业联盟成立
核电装备 核电 优化 核电装备产业
2015/8/25
为促进辽宁省核电装备产业发展，提高核电装备产业链相关企业竞争力，2015年8月19日，由沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司联合沈阳远大科技电工有限公司、沈阳东管电力科技集团有限公司、中国科学院金属研究所、沈阳铸造研究所、大连理工大学等20余家核电装备优势企业、高校、科研院所协力组建的“辽宁省核电装备产业联盟”正式成立。
2011年4月1日至2日，中国核动力研究设计院与美国机械工程师学会（ASME）共同举办的“核电标准研讨会”顺利召开。罗琦院长出席大会开幕式并致辞。大会邀请到ASME标准与规范高层及专家代表共8人到访我院。会议期间，我院代表作了题为《中国核电概况》及《中国核电标准化发展现状与展望》的报告。同时，我院青年科技工作者积极听取了对方就ASME锅炉压力容器焊接、设计部分相关规范、标准的介绍。双方进行了热烈、...
秦山核电厂燃料棒 PCMI 效应和包壳疲劳分析
秦山核电厂燃料棒 有限元
2008/12/15
用ＦＲＡＰＣＯＮ－２程序中二维有限元力学模块ＡＸＩＳＹＭ分析了秦山核电厂燃料芯块与包壳之间的机械相互作用（ＰＣＭＩ），给出了包壳局部应力的计算结果。根据ＬＡＮＧＥＲ＆Ｏ’ＤＯＮＮＥＬ疲劳寿命经验公式和ＭＩＮＥＲ法则，编制了疲劳分析程序ＦＡＴＩＧ－１，分析了秦山核电厂燃料包壳在负荷追随运行工况下的积累疲劳损伤因子，为秦山核电厂燃料元件的设计改进和安全审评提供依据。
秦山核电厂燃料包壳PCMI阈值分析
秦山核电厂 燃料棒
2008/12/15
利用欧共体提供的日本燃料元件行为分析程序FEMAXI Ⅳ ,分析秦山核电厂燃料芯块与包壳局部机械相互作用 (PCMI)的应力水平 ,评价PCMI破坏的安全裕量。通过计算应力阈值图 ,确定秦山核电厂燃料棒的运行功率阈值图 ,并由此得出在控制棒不可控抽出事故瞬态下 ,功率裕量为 147W /cm ,相应的应力裕量为 2 63MPa。