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核电机组供热安全性分析 预览 被引量:1
1
作者 林学忠 葛政法 吴元柱 《节能技术》 CAS 2017年第4期355-357,366共4页
核能作为清洁、安全、高效的能源,可以作为城市区域供热的热源。为解决中国北方地区供暖季节燃煤供暖导致的严重空气污染,中核辽宁核电有限公司开展核电供热专题研究,完成了徐大堡一期核能区域供热可行性方案。本文介绍了徐大堡核能区... 核能作为清洁、安全、高效的能源,可以作为城市区域供热的热源。为解决中国北方地区供暖季节燃煤供暖导致的严重空气污染,中核辽宁核电有限公司开展核电供热专题研究,完成了徐大堡一期核能区域供热可行性方案。本文介绍了徐大堡核能区域供热的技术方案,分析了增加核能供热系统对机组核安全三要素的影响,得出徐大堡核电厂利用汽机抽汽进行区域供热不会影响到核电机组核安全三要素的结论。 展开更多
关键词 核电机组 AP1000 区域供热 安全分析 一回路 二回路
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AP1000机组安全壳吊索吊装法有限元分析 被引量:2
2
作者 李拓 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期89-93,共5页
AP1000机组安全壳采用模块化建造并采用吊梁法进行吊装,吊装过程中的变形和应力控制尤为关键。文中提出了一种改进的吊装方案-吊索吊装法,通过ANSYS建模分析,研究吊耳位置和吊索根数对吊装时变形和应力的影响。对比2种吊装方法的最大变... AP1000机组安全壳采用模块化建造并采用吊梁法进行吊装,吊装过程中的变形和应力控制尤为关键。文中提出了一种改进的吊装方案-吊索吊装法,通过ANSYS建模分析,研究吊耳位置和吊索根数对吊装时变形和应力的影响。对比2种吊装方法的最大变形和最大等效应力,验证了吊索吊装法的可行性。吊索吊装法进一步减小了吊装时的变形和应力,有利于提高安全壳的安装质量,降低建造成本。 展开更多
关键词 AP1000 安全壳模块 吊索吊装法 有限元分析 变形 应力
AP1000钢制安全壳施工技术优化分析 预览
3
作者 兰学文 周少丽 《中国核电》 2016年第2期151-155,共5页
AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全... AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全壳简体提出采用“4-2—2—3”的分段形式。同时,对钢制安全壳简体上的人员闸门供货及安装方式、贯穿件、剪力钉、附件板等的安装逻辑和施工时机进行优化分析,旨在对AP1000后续项目提供可参考的建议。 展开更多
关键词 AP1000 钢制安全壳 闸门 交叉施工
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AP1000钢制安全壳压力边界建造要求的系统性分析 预览 被引量:5
4
作者 吴崇志 朱瑞峰 《压力容器》 2015年第12期43-50,共8页
对基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷的APl000钢制安全壳压力边界的建造要求进行了系统性分析。钢制安全壳压力边界功能的实现基于以下过程:安全壳容器及部件的分级和压力边界的设定;对母材、焊材与焊接工艺进行试验;对... 对基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷的APl000钢制安全壳压力边界的建造要求进行了系统性分析。钢制安全壳压力边界功能的实现基于以下过程:安全壳容器及部件的分级和压力边界的设定;对母材、焊材与焊接工艺进行试验;对接头设计与无损检测提出具体要求;以压力试验等对结构完整性和密封性进行验证。 展开更多
关键词 AP1000 钢制安全壳 压力边界 建造 系统性分析
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AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析 预览 被引量:3
5
作者 叶杰 蔡伟 陈文虎 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1057-1061,共5页
利用RELAP5/MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法,分析了1~5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明:在大气释放阀可用的情况下,主蒸汽安全阀(MSSV)始终保持关闭状态,从而不会旁通... 利用RELAP5/MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法,分析了1~5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明:在大气释放阀可用的情况下,主蒸汽安全阀(MSSV)始终保持关闭状态,从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降,不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开,堆芯也从未出现裸露,仍保持可冷却状态。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5/MOD3 多根蒸汽发生器传热管破裂 蒸汽发生器
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基于 TEXAS-Ⅴ的 AP1000堆外蒸汽爆炸分析 预览
6
作者 张蕊 陈荣华 +2 位作者 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期64-69,共6页
TEXAS‐Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用 TEXAS‐Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;A P1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低... TEXAS‐Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用 TEXAS‐Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;A P1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低,压力波的传播会触发熔融物前沿后的熔融物碎裂产生更强的压力波,峰值可达70 M Pa ,且熔融物液柱具有合适的粗混合时间,较大的初始注入速度以及较大的注入直径能触发蒸汽爆炸产生更为强烈的压力波,具有更大的危险性。 展开更多
关键词 AP1000 TEXAS-Ⅴ程序 蒸汽爆炸
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核反应堆安全壳用SA-738Gr.B钢板调质工艺研究 预览
7
作者 王若钢 罗志华 +3 位作者 孙殿东 刘浩岩 李新玲 李靖年 《鞍钢技术》 CAS 2014年第2期33-36,共4页
为了确定AP1000技术反应堆安全壳用40 mm厚度规格SA-738Gr.B钢板热处理工艺,研究了不同淬火保温时间和回火保温时间对钢板组织和力学性能的影响.试验结果表明,延长淬火保温时间至180 min,钢板可以得到更均匀化的显微组织,并得到更高的强... 为了确定AP1000技术反应堆安全壳用40 mm厚度规格SA-738Gr.B钢板热处理工艺,研究了不同淬火保温时间和回火保温时间对钢板组织和力学性能的影响.试验结果表明,延长淬火保温时间至180 min,钢板可以得到更均匀化的显微组织,并得到更高的强度;在相同的淬火保温时间下,延长回火保温时间至185 min,对钢板的力学性能影响不大. 展开更多
关键词 AP1000 钢质安全壳 调质处理
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自密实混凝土在AP1000核电项目中的应用 预览 被引量:1
8
作者 沈平华 《山西建筑》 2014年第8期123-125,共3页
依据AP1000核电项目建筑结构的特殊性,重点叙述了三门核电一期核岛项目中所用自密实混凝土的配比、运输、施工方法、浇筑区域、养护、质量评定等内容,最后对自密实混凝土的性能表现提出了一些有益的建议.
关键词 AP1000 模块 自密实混凝土 墙体 基础 施工 强度
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AP1000机组停堆运行 预览
9
作者 胡俊锋 郭宏恩 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期409-416,共8页
西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停... 西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。 展开更多
关键词 AP1000 停堆操作 停堆运行风险
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内陆AP1000放射性废液处理工艺改进分析 预览 被引量:2
10
作者 李元 林建中 汤东升 《南方能源建设》 2014年第1期66-69,共4页
为满足内陆核电厂放射性废液排放标准,在分析AP1000放射性废液来源和放射性废液处理系统的基础上,结合目前国内外成熟的放射性废液处理工艺,提出了"絮凝沉淀+过滤+Cs Treat+离子交换"为主的处理工艺,并对改进工艺进行了可行性评价... 为满足内陆核电厂放射性废液排放标准,在分析AP1000放射性废液来源和放射性废液处理系统的基础上,结合目前国内外成熟的放射性废液处理工艺,提出了"絮凝沉淀+过滤+Cs Treat+离子交换"为主的处理工艺,并对改进工艺进行了可行性评价,该改进工艺可为内陆核电厂放射性废液处理系统设计提供借鉴。 展开更多
关键词 内陆核电厂 AP1000 放射性废液 处理工艺
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AP1000核电机组辐射分区设计调整 预览
11
作者 何李源 《辐射防护通讯》 2013年第2期8-13,共6页
就三门核电厂AP1000核电机组正常运行工况下辐射分区设计原则和设计方案进行分析,提出辐射分区的调整方案,并对分区调整所带来的影响进行说明。
关键词 AP1000核电机组 辐射分区
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AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析 被引量:5
12
作者 王东辉 张亚平 +2 位作者 钟志民 李锴 张静 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期151-158,共8页
反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1... 反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA.TECDOC.1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际R昂Ts值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。 展开更多
关键词 AP1000 反应堆压力容器(RPV) PTS 结构完整性
AP1000核电厂CA模块转角部位承载力分析
13
作者 霍昌盛 刘建卫 李韶平 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期267-272,共6页
基于ABAQUS有限元分析软件,对AP1000核电厂中的CA模块转角部位在不同内力工况下进行了详细的有限元分析,分析研究了CA模块转角部位在不同内力工况下的破坏部位及破坏状态,得到了不同内力工况下CA模块转角部位的承载力一位移曲线及极... 基于ABAQUS有限元分析软件,对AP1000核电厂中的CA模块转角部位在不同内力工况下进行了详细的有限元分析,分析研究了CA模块转角部位在不同内力工况下的破坏部位及破坏状态,得到了不同内力工况下CA模块转角部位的承载力一位移曲线及极限承载力。分析研究了轴向力对结构模块转角部位的承载力的影响,以及模块中剪力钉的受力特性,对钢板与混凝土的共同受力进行了研究,对结构模块的分析提出了建议。 展开更多
关键词 AP1000 CA转角模块 极限承载力 破坏形态 轴向力 共同工作
全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析 预览 被引量:4
14
作者 王宝生 王冬青 +2 位作者 董化平 姜晶 张建民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1514-1521,共8页
在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了APl000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结... 在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了APl000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。 展开更多
关键词 APlOOO 非能动余热排出系统 自然循环 全厂断电 瞬态分析
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APl000小破口失水事故中的重要热工水力现象 预览
15
作者 徐财红 史国宝 《核电工程与技术》 2013年第2期1-6,25共7页
APl000作为第三代先进核电,采用非能动堆芯冷却系统(PXS)与自动卸压系统(ADS)来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比,APl000应对小破口事故的理念是主动卸压、非能动注入、流动冷却,事故具有不同的重要热工水力现象,对现... APl000作为第三代先进核电,采用非能动堆芯冷却系统(PXS)与自动卸压系统(ADS)来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比,APl000应对小破口事故的理念是主动卸压、非能动注入、流动冷却,事故具有不同的重要热工水力现象,对现有的安全分析程序的适用性提出了很大的挑战。本文基于已有的理论研究与试验研究,对这些重要的热工水力现象作一总结。 展开更多
关键词 APl000川 破口事故 非能动注入 热工水力现象
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滨海AP1000核电厂总图运输特点分析 预览 被引量:2
16
作者 于飞 《能源与节能》 2013年第7期30-32,46共4页
阐述了滨海AP1000核电厂主厂房平面布置的特点;结合三门核电工程循环水系统的参数,开展了滨海AP1000核电厂常规岛主厂房地上式布置和整体下沉式布置方案的技术经济比较。分析了滨海AP1000核电厂采用模块化设计和建造技术对总图运输设计... 阐述了滨海AP1000核电厂主厂房平面布置的特点;结合三门核电工程循环水系统的参数,开展了滨海AP1000核电厂常规岛主厂房地上式布置和整体下沉式布置方案的技术经济比较。分析了滨海AP1000核电厂采用模块化设计和建造技术对总图运输设计的影响。 展开更多
关键词 AP1000 核电厂 总图
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阀门诊断技术在核电厂设备采购中的应用 预览 被引量:4
17
作者 柏冰 陈云龙 +1 位作者 王淑红 余长军 《化工自动化及仪表》 CAS 2013年第3期387-389,421共4页
介绍阀门诊断系统的工作原理,以及AP1000核电项目的电动楔式闸阀诊断试验,重点分析阀杆推力和扭矩,并将测试结果与设计计算结果进行比较,确保阀门电动执行机构选型的可靠性。核电阀门的诊断试验直接显示了阀门出厂时的性能参数,有... 介绍阀门诊断系统的工作原理,以及AP1000核电项目的电动楔式闸阀诊断试验,重点分析阀杆推力和扭矩,并将测试结果与设计计算结果进行比较,确保阀门电动执行机构选型的可靠性。核电阀门的诊断试验直接显示了阀门出厂时的性能参数,有助于检验阀门的设计要求,而且能够使用户通过对比阀门出厂性能参数,在阀门运行后期提前发现设备隐性缺陷,有针对性地对阀门部件进行检修。 展开更多
关键词 诊断技术 电动闸阀 AP1000 阀杆推力和扭矩 设备隐性缺陷
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三门核电厂AP1000机组二回路凝结水系统的控制方式 预览
18
作者 余波 《核电工程与技术》 2011年第3期 21-25,共5页
简要介绍了三门核电厂AP1000机组二回路凝结水系统,着重评述了凝结水系统的控制对象、控制逻辑与控制特点。
关键词 AP1000 凝结水系统 凝汽器液位控制
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AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较 预览
19
作者 未永飞 李颖 谢晨江 《核安全》 2009年第4期 42-46,共5页
根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与... 根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。 展开更多
关键词 严重事故 AP1000 二代压水堆 预防与缓解
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AP1000主泵安装关键技术研究与工程应用
20
作者 胡国峰 《动力工程学报》 CSCD 北大核心 2018年第6期508-512,共5页
为保证AP1000反应堆冷却剂主泵的安装满足设计要求,对测量技术、主泵顶升及主泵在蒸汽发生器腔室内的水平运输进行了研究。结果表明:激光测量能完全满足精度控制要求,最佳顶升速度范围为3.0-4.0mm/min,主泵水平运输时距墙体最近为18mm... 为保证AP1000反应堆冷却剂主泵的安装满足设计要求,对测量技术、主泵顶升及主泵在蒸汽发生器腔室内的水平运输进行了研究。结果表明:激光测量能完全满足精度控制要求,最佳顶升速度范围为3.0-4.0mm/min,主泵水平运输时距墙体最近为18mm;在上述研究的指导下,主泵安装完全满足设计要求。 展开更多
关键词 核电站 AP1000主泵 安装技术 激光测量
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