核動力裝置的控制與檢測是對核電廠進行監督、控制和操縱的場所。主控制室設有監測儀表、報警裝置、調節器控制指令設定裝置以及手動指令控制器等。
核動力裝置的控制與檢測是對核電廠進行監督、控制和操縱的場所。主控制室設有監測儀表、報警裝置、調節器控制指令設定裝置以及手動指令控制器等。
核動力裝置的控制與檢測是對核電廠進行監督、控制和操縱的場所。主控制室設有監測儀表、報警裝置、調節器控制指令設定裝置以及手動指令控制器等。核動力裝置的控制主控制室的任務是:在所有運行工況下能使核電廠安全地運行;在發生事故工...
核反應堆是使原子核裂變的鏈式反應能夠有控制地持續進行的裝置。改變反應堆內的中子數和中子密度,就可以改變核反應的劇烈程度,從而改變反應堆功率。控制棒是由強烈吸收中子的材料製成的,可以有效的控制反應堆反應速度。當反應堆反應強烈...
《核電機組驅動級專用邏輯控制裝置》的工作原理是:自動信號輸入連線埠A5、保護信號輸入連線埠A6和允許信號輸入連線埠A7連線外來輸入控制信號,設備運行狀態信號輸入連線埠A8連線被控設備的運行狀態檢測端,切換控制器VDU作為現場輔助控制器,用於自動...
堆芯測量裝置通過串列數據線路從集中數據處理系統(KIT)下載溫度、壓力、流量、棒位和堆外核儀表探測器電流等數據,以便與通量圖數據相結合進行離線數據處理,從而確定三維功率分布和堆外核儀表的校準係數。系統還能向KIT和控制室報警系統(...
壓水反應堆中用水的水質、水化學、水污染、水質標準、監測分析及在核動力裝置中的水化學工況控制等是核電站、艦船核動力裝置用水的核心內容。因此,《壓水型核反應堆水化學工況控制與水質監測》(作者張虎山、周李鋒、劉慧傑、唐謀生)較...
《艦船核動力系統控制原理》是一本2016年出版的圖書,由國防工業出版社出版 內容簡介 《艦船核動力系統控制原理》以船用壓水堆核動力系統為主要對象,兼顧電站核動力系統,在核反應堆及其動力裝置主要設備的傳遞函式、動態特性和穩定性分析...
核動力裝置的建設:核電廠的建設堅持“安全第一,質量第一”的方針,並依據相關的大綱、程式進行管理。施工準備是保證工程項目具備開工和連續施工的基本條件;組織施工是工程實施最重要的部分,必須認真做好質量、進度、投資三大控制和安全...
(3)強震儀組件標定回響測試:該裝置中所述的輸入輸出接口留有強震儀電纜對接接口,將強震儀信號輸入接頭連線在輸入輸出接口上,該裝置的單片機中存有多種核電地震儀表系統強震儀組件,通過鍵盤選擇感測器型號,啟動標定回響測試,單片機控制...
核反應堆壓力容器檢查的實施是個複雜的過程,它必須依賴專用的機械檢查設備和電氣控制驅動裝置來完成。如附圖3所示,對核反應堆壓力容器接管安全端焊縫檢測包括壓力容器的進水接管8或出水接管分別與安全端81的連線處、主管道82與安全端81...
第6章 核動力裝置熱力循環分析 第7章 船舶核動力裝置運行與控制 第8章 核動力裝置動力學 第9章 核安全基礎 附錄 附表1 船舶核動力裝置主要參數表 附表2 國外在役/在建(計畫)核潛艇一覽表 附表3 國外潛艇堆性能一覽表 附表4 ...
磁約束聚變有可能是發電的最佳方式,但在宇航方面很可能就不理想了,倒不是因為必須發明離子漿方向控制系統,而是因為必須安裝一個磁場產生裝置,而且可能還很大,而且這種方式下的離子漿密度低,意味著必須發動機必須造得很大。不過還要看看...
走道上有超高頻網路,內柵欄帶電,柵欄門設有開關控制設備;電視攝像機及特殊照明系統沿柵欄布置,前者作周期性檢查,後者保證夜間查防;進出本區需經保衛檢查站,檢查站對人員和物件進行安全檢查,並設有探測武器和爆炸物的裝置。
壓水堆本體結構主要由壓力容器、堆芯、堆內構件及控制棒驅動機構等部件組成。堆芯是進行鏈式核裂變反應的區域。壓力容器是放置堆芯及堆內構件、防止放射性物質外逸的承壓設備。冷卻劑由反應堆壓力容器進口接管進入,沿壓力容器內側向下,...
壓水堆本體結構主要由壓力容器、堆芯、堆內構件及控制棒驅動機構等部件組成。堆芯是進行鏈式核裂變反應的區域。壓力容器是放置堆芯及堆內構件、防止放射性物質外逸的承壓設備。冷卻劑由反應堆壓力容器進口接管進入,沿壓力容器內側向下,...
壓水堆核動力裝置基本組成為壓水堆本體結構、一迴路系統、二迴路系統。下圖為壓水堆核電廠示意圖 本體結構 壓水堆本體結構主要由壓力容器、堆芯、堆內構件及控制棒驅動機構等部件組成。壓力容器是放置堆芯及堆內構件、防止放射性物質外...
當反應堆運行參數出現異常,但還不致於危及反應堆安全時,為使核電廠繼續運行,反應堆保護系統可發出報警信號或提供必要的校正措施,如控制棒組件的停棒(啟動時)反插降功率運行,使反應堆恢復正常運行狀態,當保護參數超過了設計極限時...
建造在陸地上的核動力裝置,現今正在運營的陸上核動力裝置可依裂變的方式區分為兩大類,各類中又可依控制裂變的手段區分為數個子類別。壓水反應堆 (PWR)這種反應堆完全以高壓水來冷卻並使中子減速(即使在溫度極高時也是這樣)。大...
一迴路中有通常稱之為一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統;專設安全設施的安全注射系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫系統、安全殼通風淨化系統、安全殼隔離系統和輔助(應急)給水系統;放射性廢物處理系統的廢氣處理系統、廢液...
空間核動力裝置的發展代表著一個國家的軍事能力和高新技術水平。美國於1961年首先發射了一顆載有同位素核動力裝置。1965年又首先發射了一顆裝備了核反應堆電力裝置的衛星。由於控制系統的電源故障,工作了43天就關閉了,並轉移到4000年軌道...
夏虹,1962年6月生,工學博士,教授。2004年聘為博士生導師。學術兼職:中國核學會會員 研究方向:核動力裝置控制與測試。主要學習經歷 1979-1983:哈爾濱科學技術大學電子技術專業 本科 1990-1992:哈爾濱船舶工程學院核反應堆工程與安全...
成守宇,男,工學博士,副研究員,碩士生導師。 研究方向:核安全與仿真、核動力裝置控制與測試。研究成果:發表論文20餘篇;獲國防科技進步獎二等獎1項;軟體著作權登記1項;全國多媒體課件大賽一等獎、二等獎各1項。教學情況:主講...
開設的主要專業課程:工程熱力學、工程流體力學、傳熱學、核物理、核反應堆物理、兩相流、核動力設備、核動力裝置、核汽輪機、核動力裝置控制、核工程檢測技術等。核反應堆工程 培養具有核反應堆、工程熱物理、電子技術、計算機技術的基礎...
開設的主要專業課程:原子核物理基礎、核反應堆物理、核輻射測量與防護、自動控制原理、工程熱力學、工程流體力學、傳熱學、兩相流、反應堆結構與材料、反應堆熱工水力學、核動力裝置與設備、可靠性工程、核工程檢測技術、核動力安全概論等...
核動力裝置控制技術:主要包括反應堆系統控制技術研究、安全保護技術研究、操縱及運行信息技術研究、數位化儀控技術研究、控制模擬技術研究。核安全技術:主要包括反應堆系統的安全分析技術研究(包括事故分析、機率安全分析評價、可視化研究、...