核动力工程中的反应堆物理实验

《核动力工程中的反应堆物理实验》主要介绍了作者在实验室里所进行的一些核动力物理实验,以时间为顺序主要包括:1958-1968在北京原子能研究所;1968-1973在西南反应堆工程研究设计院;1973-1983在中国核动力研究设计院;1984-2008在核动力运行研究所。

核动力工程中的反应堆物理实验基本信息

书名 核动力工程中的反应堆物理实验 类型 科技
出版日期 2013年3月1日 语种 简体中文
ISBN 7502256962 作者 陈雄月
出版社 中国原子能出版社 页数 123页
开本 16

绪 论

一、1958-1968 在北京原子能研究所

1 DF-1铀水零功率装置

2 DF-2铀水零功率装置

3 在DF-2铀水零功率装置上所作的反应堆物理静态参数测量

二、1968-1973 在西南反应堆工程研究设计院

4 稍加浓铀-水栅内可溶毒物钆和硼反应性当量的对比研究

5 铀水栅上硼溶液微分、积分价值测量及控制棒效率对比

6 在轻水堆上用模拟机落棒法测量反应性时一种消除空间效应的方法

7 压水堆物理启动中提棒外推临界的曲线发散现象及其成因机制

三、1973-1983 在中国核动力研究设计院

8 在强γ场和强本底中子场中的次临界反应性测量技术--组合式中子计数管和小型超低频互相关频谱分析仪介绍

9 关于深燃耗堆芯的反应性测量

10 Measurement of reactivity of high burnup reactor core

11 高燃耗堆芯反应性测量的干扰源研究

四、1984-2008 在核动力运行研究所

12 反应堆核测系统源区监测用新型涂硼组合计数管的研制

13 在小燃耗堆芯应用Origen-2程序计算中子源强度的程序确认工作

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陈雄月,女,祖籍浙江宁波,研究员级高工。2岁时随父母旅居上海。1953年,在上海市立敬业中学高中毕业后,考入清华大学机械系。1955年转入清华大学工程物理系,改学核物理实验专业。1958年9月毕业后分配到核工业部北京原子能研究所。1966年调入海军七一五所。1968年5月去成都西南反应堆工程研究设计院工作。1985年转武汉核动力运行研究所至今。历任大组长、实验室副主任、主任。

核动力工程中的反应堆物理实验常见问题

  • 热能与动力工程和动力工程及工程热物理有啥区别?

    这三个学科是有交叉的。热能与动力工程分为几个方向:核能,制冷与制热,发动机原理,流体力学方向。所谓热能与动力工程,其核心就是强调 热能(冷能)同机械动力之间的转换。制冷与制热,就是学习空调原理,发电厂...

  • 热能与动力工程 ,能源与动力工程 有何区别?

    我就是能源与动力工程,热能与动力简称热动,我们是大三分专业,可选热动,但要成绩好,还可以选热能与动力及自动化,内燃机,热能工程和制冷,大一时我们能源动力类专业还可以选择进能源与生态工程也就是通常所说的...

  • 动力工程中干式阻火器要套哪项清单和定额?

    动力工程中干式阻火器要套哪项清单和定额? 答:这个不需要单独编清单的,需要附属于使用部位的主清单执行。

核动力工程中的反应堆物理实验文献

能动构造源及其在核动力工程选址中的意义 能动构造源及其在核动力工程选址中的意义

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页数: 4页

评分: 4.5

能动构造源是源于能动断层的一个新概念,在核工程的厂址评价中有决定性作用。研究认为,能动构造源判定标志中的时间约定方法强调了以地质观测为主的综合判定法,明确规定了地震活动在鉴别中的作用。提出“晚更新世Q3(约10万年)以来”在我国具有特殊的活动构造意义,即喜马拉雅运动进入最活跃的时期,波及全国并持续至今。能动构造源的判定在近场区以评价地表或近地表破裂为主,在远场区则是为了划分潜在震源区

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热能与动力工程中的节能措施 热能与动力工程中的节能措施

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评分: 4.3

本文主要通过对热能与动力工程相关概念的阐述,热能与动力工程在应用中的问题分析,总结出热能与动力工程应用中节能要性,并提出相关节能的建议和措施,旨在满足城市用电实际需求。

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2013年2月20日,中国船舶重工集团网站发布消息称,国家科技部“核动力船舶关键技术及安全研究”863项目和“小型核反应堆发电技术及其示范应用”科技支撑项目已正式立项。业内人士猜测,这意味着中国很可能正着手研究核动力航母或类似的大型船只。

《基础物理实验》系统地介绍了与大学物理实验有关的数据处理知识,一些常用的力学、热学、电磁学和光学仪器设备的原理和使用方法,物理实验经常采用的各种基本测量方法;按不同层次编排了34个基础实验、9个近代物理实验、32个设计性实验和2个研究性实验,实验内容涉及力学、热学、电磁学、光学、近代物理等方面,其中还有一些是综合性实验。《基础物理实验》各章节及各个实验既相互独立,又相互配合,循序渐进、初步形成了一个完整的体系。

堆工所设有行政办公室、党工办公室、科技办公室、质量管理办公室、财务管理办公室、反应堆物理研究室、反应堆热工水力研究室、反应堆材料腐蚀与防护研究室、反应堆材料及辐照性能研究室、反应堆材料辐照后检验研究室、反应堆燃料元件研究室、微型堆研究室、101重水反应堆研究运行室、49-2轻水反应堆研究运行室、中国先进研究堆运行室、反应堆工程设计部(含设计管理室、总体设计室、理论设计室、机械设计室和自控设计室)以及堆工所科学技术委员会和北京市雷克机电工程技术公司,中核集团的核临界安全中心设在堆工所。

堆工所自行设计建成了轻水、重水、快中子、固态零功率堆和49-2游泳池式反应堆,承担过49-3高通量堆的设计和科研任务,对重水研究堆进行了大修改建,自行研制成了微型中子源反应堆,为我国生产堆和核电厂的设计建造和运行完成了大量的科研工作。

作为一个多学科、综合性的反应堆工程研究设计基地,堆工所曾获得过国家科技进步一等奖2项、二等奖2项、三等奖2项,全国科学大会奖25项,国家发明三等奖3项,部级科技奖励350余项。为国家培养、输送了大量高级核科技专业人才和管理干部。

堆工所是全国最早具有培养硕士和博士学位资格的单位之一,设有博士后流动站,有21名博士生导师。

堆工所现有大型研究堆2座,微型堆1座,零功率反应堆6座;各种堆内试验回路和堆外综合实验台架;大型热室,各种核材料试验、检测装置;完备和先进的反应堆物理计算、反应堆热工水力分析计算、结构力学计算以及核安全和事故分析程序。此外,正在建设的中国先进研究堆将配备中子散射和中子活化分析谱仪、堆内考验回路、多功能热室群等,这将成为堆工所又一个新的、功能更为强大的综合核科技研究平台。

堆工所具有国家建设部颁发的关于从事反应堆工程(含核电站反应堆)主导工艺设计(甲级)资质的工程设计证书,国家质量技术监督局颁发的《压力容器设计单位批准书》及国家核安全局颁发的《中华人民共和国民用核承压设备设计资格许可证》。

堆工所正在从事中国实验快堆和中国先进研究堆的设计与建造、先进核能技术开发、反应堆运行研究与同位素生产、涉外工程和民品开发等任务。堆工所拥有雄厚的技术力量和设备资源,具有良好的质量管理基础和健全的质量管理体系。 2100433B

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