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基于失流事故的SCWR—M安全系统优化 预览
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作者 孙沉 宋美琪 +1 位作者 刘晓晶 程旭 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期648-656,共9页
混合谱超临界水堆(SCWR—M)是一个一次流通的单回路系统,因此失流事故(LOFA)是非常重要的安全分析事故。其非能动安全系统包括余热排出系统(ICS)、蓄压安注(ACC)、重力驱动冷却系统(GDCS)以及自动泄压系统(ADS)。本文首先用ATHLET—SC... 混合谱超临界水堆(SCWR—M)是一个一次流通的单回路系统,因此失流事故(LOFA)是非常重要的安全分析事故。其非能动安全系统包括余热排出系统(ICS)、蓄压安注(ACC)、重力驱动冷却系统(GDCS)以及自动泄压系统(ADS)。本文首先用ATHLET—SC软件对自然循环进行建模和计算,并与实验结果进行对比,以验证ATHLET—SC适用于非能动安全系统的分析。随后,通过计算证明了安全释放阀(SRV)对于安全系统的必要性。最后,本文对安全系统的重要参数如ICS换热管数、ICS换热管直径、ACC初始压力以及GDCS管径等进行了参数敏感性分析,得到了一组优化的参数。将SRV以及优化参数应用于SCWR—M的LOFA计算,并与原结果进行对比,证明了本文提出的优化模型是有效的。 展开更多
关键词 混合谱超临界水堆 安全系统优化 LOFA计算
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核安全级电缆耐LOCA工况能力的试验研究 预览
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作者 乌晓燕 钟志民 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期679-682,共4页
为保证核电厂安全可靠运行,要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况,执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标,以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品,分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入... 为保证核电厂安全可靠运行,要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况,执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标,以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品,分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况能力的影响。结果表明,不同厂商制造的电缆耐相同LOCA工况的能力存在差异:在一定的加速老化速率及累积能量输入范围内,老化速率、累积能量输入对电缆A耐LOCA工况的影响不明显;而累积能量输入对电缆B耐LOCA工况能力的影响较明显。 展开更多
关键词 电缆 设备鉴定 绝缘电阻 失水事故
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台山EPR核电厂设备鉴定概述 预览
3
作者 殷勇 王超 朱贺 《核安全》 2016年第3期14-20,共7页
台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确... 台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确定鉴定工况条件种类及数量,保障了鉴定执行的可行性;首次将设备鉴定运用到严重事故阶段,实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障. 展开更多
关键词 台山核电厂 设备鉴定 EPR机组
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核电站堆外核测量系统的原理及工程实践 预览 被引量:9
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作者 毛欢 熊文彬 +1 位作者 阙骥 王桂敏 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第6期758-761,783共5页
介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。
关键词 堆外核测量系统 AP1000 二代加改进型压水堆
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AP1000非安全级系统的监管要求(RTNSS)探析 预览
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作者 李永华 赵德鹏 +2 位作者 白晋华 贺克羽 赵树峰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期693-700,共8页
根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先... 根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。 展开更多
关键词 RTNSS 标准审查大纲 AP1000 福岛核事故经验反馈
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基于MELTAC平台的反应堆保护系统T2试验方案分析 被引量:3
6
作者 王强 朱雯 +1 位作者 张岚 王刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期106-109,共4页
红沿河核电厂为CPR1000首次采用MELTAC仪表控制平台实现的数字化反应堆保护系统,T2处理通道试验作为反应堆保护系统(RPS)定期试验的重要组成部分,其是否必要以及如何开展一直存在较大的争议。本文概括介绍了各方达成一致的基于MELTAC... 红沿河核电厂为CPR1000首次采用MELTAC仪表控制平台实现的数字化反应堆保护系统,T2处理通道试验作为反应堆保护系统(RPS)定期试验的重要组成部分,其是否必要以及如何开展一直存在较大的争议。本文概括介绍了各方达成一致的基于MELTAC平台实现的RPS系统T2试验最终方案,进而根据IEC60671-2007详细论证了RPS系统T2试验方案的正确性。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆保护系统 T2试验
压水堆核电厂瞬态试验工况下调硼量分析及其操作应用
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作者 刘道光 于航 +1 位作者 栾振华 刘鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期136-140,共5页
中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬... 中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬态试验过程中功率控制棒(G棒)、温度控制棒(R棒)、功率变化、氙毒变化等引起的反应性变化,并依据当前硼浓度及其微分价值,分析计算得到所需硼浓度变化量及试验过程中所需硼稀释量,并根据计算结果为运行人员制定合适的机组控制策略。调试过程及试验结果表明,研究分析硼稀释量能够显著降低机组控制风险,提高机组运行质量,获得良好的经济效益。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 瞬态试验 硼稀释量 反应性
严重事故工况高温环境下爆破阀药筒驱动装置可用性研究 预览
8
作者 包堂堂 周强强 +2 位作者 顾春辉 张志超 乐秀辉 《核安全》 2016年第1期38-42,共5页
本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事... 本文利用通用流体计算软件,建立了爆破阀传热模型,采用稳态及瞬态求解器对AP1000型核电厂正常工况和严重事故工况下的爆破阀传热过程进行了计算与研究。计算过程中实时监测药筒壁面最高温度随时间的变化,计算结果为验证爆破阀在严重事故工况下的可用性提供了理论依据。研究结论如下:正常工况下,药筒壁面最高温度约为75℃;严重事故工况下,阀体表面与空气的对流换热系数分别采用10、50及100 W·m^-2·K^-1三种条件进行计算,药筒壁面最高温度分别达到95.7℃、124.8℃及154.8℃。计算结果表明,严重事故期间,药筒壁面最高温度不超过160℃,不会对爆破阀所用火药性能产生重大影响。 展开更多
关键词 爆破阀 严重事故 传热 可用性
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CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析 预览
9
作者 王连杰 张知竹 +3 位作者 陈炳德 姚栋 卢迪 赵文博 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第12期2253-2257,共5页
针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过... 针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能.堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆.控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显.无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃.水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落人堆芯过程中的安全性能. 展开更多
关键词 超临界水堆 三维瞬态分析 高价值落棒 低价值落棒 最大包壳壁面温度
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核电厂堆芯补水箱抗震分析 预览
10
作者 赵勇 《核安全》 2017年第4期90-94,共5页
核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析:建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限... 核级设备的抗震性能对核电厂运行安全性至关重要,有必要按照抗震设计规范对核级设备进行抗震分析。根据我国核电厂抗震设计规范要求,对堆芯补水箱进行了抗震分析:建立有限元分析模型;给出与抗震分析相关的载荷组合和应力限值;应用有限元软件ANSYS对堆芯补水箱进行了静力分析、模态分析以及响应谱分析;评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供了参考借鉴。 展开更多
关键词 核级设备 抗震分析 载荷组合 应力限值
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核岛结构PCS水箱FSI效应简化方法研究 预览
11
作者 李小军 宋辰宁 +1 位作者 周国良 魏超 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2019年第2期6-12,32共8页
高置冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分,在进行动力分析时,必须考虑冷却水与屏蔽厂房之间的流固耦合(FSI)效应。由于FSI效应问题复杂,数值分析耗时较长,因此,在研究核岛结构动力分析时,有必要采用简化方法,在满... 高置冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分,在进行动力分析时,必须考虑冷却水与屏蔽厂房之间的流固耦合(FSI)效应。由于FSI效应问题复杂,数值分析耗时较长,因此,在研究核岛结构动力分析时,有必要采用简化方法,在满足计算精度要求的前提下,提高计算效率。基于Housner模型,提出一种考虑液体-水箱相互作用的简化模型。采用ADINA软件分别进行水箱FSI模型和简化模型的核岛结构三向地震反应分析,分析了FSI模型和简化模型结构反应的峰值加速度、楼层反应谱和有效应力相对误差。结果表明:提出的水箱简化模型可用于高置冷却水箱核岛结构三向地震反应分析,能够很好地模拟FSI效应。 展开更多
关键词 核岛结构 流固耦合(FSI) 简化方法 地震反应
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AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究 预览 被引量:6
12
作者 黄挺 曲静原 +1 位作者 李红 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期 1472-1477,共6页
应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址... 应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。 展开更多
关键词 AP1000 事故源项 应急计划 应急计划区
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反应堆安全壳超声波无线通信技术研究 预览
13
作者 陈伟 余谦 +1 位作者 程晓磊 欧阳晓平 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第1期10-14,共5页
为解决传统的无线传感信号无法实现反应堆安全壳内外的信息传输问题,研究设计了通过超声波将无线信号传输到安全壳外的超声通信系统。超声通信系统的发射单元将信号加载于40 kHz的超声波上,超声通信单元将接收到的信号通过超声换能器穿... 为解决传统的无线传感信号无法实现反应堆安全壳内外的信息传输问题,研究设计了通过超声波将无线信号传输到安全壳外的超声通信系统。超声通信系统的发射单元将信号加载于40 kHz的超声波上,超声通信单元将接收到的信号通过超声换能器穿过安全壳传输到接收单元,接收单元通过三级放大、检波、滤波、比较电路,最终实现信号由安全壳内到安全壳外的传输。系统在模拟安全壳工况下试验,试验结果表明:信号能够低功耗、稳定传输,且误码率低于10^-6。 展开更多
关键词 超声波 无线通信 安全壳
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核电厂风险管理活动中的PRA质量要求 预览 被引量:1
14
作者 李春 依岩 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第4期185-188,共4页
基于美国核管理委员会(NRC)推行的在核电厂运用的概率安全评价(PRA)技术,介绍PRA质量的含义、NRC在应用PRA过程中提出的分阶段提高PRA质量的方法以及相应的管理导则。结合国内现状,给出提高PRA质量的可接受方法。
关键词 风险指引 概率安全评价 质量
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AP1000核电厂防火用钢板墙施工技术简介 预览
15
作者 韩铭铭 《中国高新技术企业》 2015年第21期78-80,共3页
为满足防火防爆的功能要求,构成独立的防火防爆分区,AP1000核电厂核岛厂房内部大量使用防火用钢板墙,而在安装过程中因现场制约因素多,施工难度大,遇到了一定的困难,通过经验的积累和技术的改进,现已形成一套较为成熟的施工技术... 为满足防火防爆的功能要求,构成独立的防火防爆分区,AP1000核电厂核岛厂房内部大量使用防火用钢板墙,而在安装过程中因现场制约因素多,施工难度大,遇到了一定的困难,通过经验的积累和技术的改进,现已形成一套较为成熟的施工技术,可在后续的机组建设中作为施工参考。 展开更多
关键词 AP1000核电厂 钢板墙 防火 施工技术
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运行技术规范中的一回路压力定值 预览
16
作者 张仰程 《核安全》 2018年第6期56-60,共5页
国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了... 国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。 展开更多
关键词 一回路压力 运行技术规范 期望值
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核电站仿真机用于数字化仪控系统调试的研究 预览 被引量:1
17
作者 龚湛 林萌 +1 位作者 刘鹏飞 杨燕华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期 79-84,共6页
介绍了开发的核电站仿真机结构及功能,接着以稳压器压力控制系统为例,利用该仿真机进行了现场DCS调试的应用研究。先测试确保其DCS逻辑功能,然后通过与核电厂实际测试结果对比分析后,改进仿真机模型,最后对现场DCS进行了参数优化... 介绍了开发的核电站仿真机结构及功能,接着以稳压器压力控制系统为例,利用该仿真机进行了现场DCS调试的应用研究。先测试确保其DCS逻辑功能,然后通过与核电厂实际测试结果对比分析后,改进仿真机模型,最后对现场DCS进行了参数优化。研究表明,仿真机应用于核电站现场DCS测试及参数优化调试具有节省现场调试时间、降低调试风险的优越性。 展开更多
关键词 核电站仿真机 数字化仪控系统 DCS调试
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AP1000反应堆压力容器施工流程及工艺探讨 预览
18
作者 朱洪喜 《安装》 2019年第3期43-46,共4页
AP1000机组压力容器所在的安全壳厂房采用开顶法施工,其安装较为复杂,本文结合三门核电厂AP1000反应堆压力容器施工难点,从压力容器支座安装、吊装就位调整以及密封顶盖安装等方面对压力容器现场安装和整体施工流程进行了技术分析,为类... AP1000机组压力容器所在的安全壳厂房采用开顶法施工,其安装较为复杂,本文结合三门核电厂AP1000反应堆压力容器施工难点,从压力容器支座安装、吊装就位调整以及密封顶盖安装等方面对压力容器现场安装和整体施工流程进行了技术分析,为类似工程提供了实践经验。 展开更多
关键词 AP1000 核电 压力容器 施工流程 安装工艺
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核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析 预览
19
作者 牛世鹏 王聪 +1 位作者 王高鹏 刘宇 《核安全》 2019年第2期90-94,共5页
本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分... 本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况,研究了严重事故的管理操作人员可达性分析方法,并针对具体核电厂进行了相关分析,为严重事故管理导则及其有效实施提供了支持。主要内容包括对严重事故管理所需仪表/设备的操作分析、就地操作及操作位置/路径、操作区域环境条件的计算、严重事故下相关操作人员的可达性评估以及对严重事故管理的影响分析。 展开更多
关键词 严重事故管理 操作人员 可达性分析
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国内特别报道 预览
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《中国核电》 2008年第2期186-186,共1页
康日新现场考察福清核电2008年3月14日,中核集团公司总经理康日新在福清核电有限公司领导陪同下,来到福清核电工程现场,先后考察了进厂道路、淡水库和主厂区。(摘编自中核网2008年3月18日报道)
关键词 特别报道 集团公司 田湾核电站 核电工程 有限公司 中核 现场考察 核网 副总经理 国内
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