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适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用
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作者 刘伟 彭诗念 +1 位作者 江光明 刘余 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期8-11,共4页
以中国核动力研究设计院(NPIC)的棒束临界热流密度(CHF)实验数据为依据,基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH,采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法开发了适用于新型压水堆(PWR)燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)并对其进行了应用... 以中国核动力研究设计院(NPIC)的棒束临界热流密度(CHF)实验数据为依据,基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH,采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法开发了适用于新型压水堆(PWR)燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明,采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。 展开更多
关键词 压水堆(PWR) 燃料组件 临界热流密度(CHF)关系式 子通道分析
华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法 预览
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作者 胡凌生 卢放 +5 位作者 陶俊 万砺珂 汪景新 陈石 赵鑫樾 谢小龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期303-308,共6页
本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法... 本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102-2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。 展开更多
关键词 压水堆 设计扩展工况 概率论 确定论
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压水堆核电厂压力容器开盖时刻主冷却剂放射性浓度控制要求研究 预览
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作者 黄倩倩 吕炜枫 熊军 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期391-395,共5页
压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术... 压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。 展开更多
关键词 停堆开盖 冷却剂 浓度限值 压水堆核电厂 辐射风险
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基于状态空间模型的压水堆控制棒仿真实验 预览
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作者 曾文杰 陈乐至 +2 位作者 杜尚勉 罗润 谢金森 《实验技术与管理》 CAS 北大核心 2019年第2期71-75,共5页
为了让学生能更好地理解控制棒在反应堆堆芯中的作用,设计了压水堆控制棒仿真实验。基于集总参数法和状态空间模型,建立堆芯控制棒仿真模型,并利用Matlab/simulink软件搭建堆芯控制棒仿真系统,在不同功率水平下,压水堆堆芯控制棒上移或... 为了让学生能更好地理解控制棒在反应堆堆芯中的作用,设计了压水堆控制棒仿真实验。基于集总参数法和状态空间模型,建立堆芯控制棒仿真模型,并利用Matlab/simulink软件搭建堆芯控制棒仿真系统,在不同功率水平下,压水堆堆芯控制棒上移或下插等棒位变化进行仿真。仿真结果表明,堆芯功率水平越低,移动控制棒对堆芯功率的影响越大,堆芯功率稳定所需的时间越长。该实验涵盖了多个知识点,有利于培养学生的思维能力,提高学生运用知识的能力。 展开更多
关键词 压水堆 控制棒 状态空间模型 仿真实验
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压水堆一回路抽真空排气造成压力温度超值的研究 预览
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作者 段军 邹象 +2 位作者 于大鹏 王旭杰 马国强 《核安全》 2019年第3期80-83,共4页
压水堆核电厂一回路启动过程通过抽真空排气,可以缩短排气时间,减少主泵启动次数。但是一回路抽真空使一回路的绝对压力降到一个大气压以下,会造成压力温度超值运行事件。本文根据已有电厂的经验反馈,建议相关电厂对压力温度的限值进行... 压水堆核电厂一回路启动过程通过抽真空排气,可以缩短排气时间,减少主泵启动次数。但是一回路抽真空使一回路的绝对压力降到一个大气压以下,会造成压力温度超值运行事件。本文根据已有电厂的经验反馈,建议相关电厂对压力温度的限值进行修订,并指出注意事项。 展开更多
关键词 压水堆 一回路 抽真空 PT图
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压水堆MOX与UO2燃料棒辐照性能对比分析 预览
6
作者 任啟森 张永栋 +4 位作者 陈蒙腾 谢亦然 李雷 廖业宏 刘彤 《科技创新导报》 2019年第20期134-138,142共6页
采用MOX燃料是提高铀资源利用率、实现核燃料闭式循环的重要途径。MOX燃料与纯UO2在热导率、裂变气体释放等性能方面不同。本文采用燃料棒性能分析程序COPERNIC,对压水堆MOX和UO2燃料棒的辐照性能进行了对比分析。结果表明,在相同的辐... 采用MOX燃料是提高铀资源利用率、实现核燃料闭式循环的重要途径。MOX燃料与纯UO2在热导率、裂变气体释放等性能方面不同。本文采用燃料棒性能分析程序COPERNIC,对压水堆MOX和UO2燃料棒的辐照性能进行了对比分析。结果表明,在相同的辐照条件下,MOX燃料中心温度在低燃耗阶段比UO2偏低,高燃耗阶段则明显高于UO2;MOX燃料棒内压高于UO2,两者之间的差距随燃耗增加而增大;辐照后期,MOX燃料棒包壳发生向内应变的绝对值比UO2偏低。 展开更多
关键词 压水堆 MOX燃料 辐照性能
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LOCA事故时一回路冷却剂管肘部回流流动极限研究 预览
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作者 江灼威 蔡杰进 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期414-422,共9页
在压水堆发生 LOCA 事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,... 在压水堆发生 LOCA 事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,导致冷却剂流速不能再增大,从而限制了传热效果。使用 RELAP5 对 LOCA 事故时弯头肘部的 CCFL 现象进行分析,分别研究管长 L、管径 D 以及倾斜角θ对 CCFL 的影响,研究表明管长 L 越小,管径 D 越大,CCFL 的安全裕度越高,而倾斜角θ对该条件下 CCFL 现象的影响不明显。 展开更多
关键词 压水堆 LOCA CCFL RELAP5
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压水堆核电机组不同时刻135Ⅰ食入、吸入危害分析 预览
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作者 廖菖龄 于晨 刘润麒 《江西化工》 2019年第4期12-14,共3页
核能作为一个经济、安全且无暖化气体排放的电力来源,受到世界各国的广泛重视。但是1986年的切尔诺贝利和2011年的福岛核泄漏事故,其放射性烟羽对周边环境造成了巨大的影响,针对核电机组源项分析对于核安全和核应急有着重要意义。本文... 核能作为一个经济、安全且无暖化气体排放的电力来源,受到世界各国的广泛重视。但是1986年的切尔诺贝利和2011年的福岛核泄漏事故,其放射性烟羽对周边环境造成了巨大的影响,针对核电机组源项分析对于核安全和核应急有着重要意义。本文应用美国橡树岭国家实验室开发出来的ORIGEN2软件计算大亚湾商用压水堆核电站的放射性核素的吸入、食入危害问题,通过ORIGEN2软件对M310机组可能产生的泄漏进行源项135I分析,并对其进行放射性吸入、食入危害计算。 展开更多
关键词 ORIGEN2 放射性吸入食入危害 压水堆
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基于LabVIEW和Modbus的蒸汽发生器半实物仿真 预览 被引量:1
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作者 陈伟 王亚刚 《电子科技》 2019年第2期75-79,共5页
蒸汽发生器是压水堆核电站最重要的部件之一,其运行状态关系到整个核电站的安全,因此蒸汽发生器的建模与仿真对核电事业的发展有着重要的意义。文中针对压水堆核电站U型蒸汽发生器进行半实物仿真。通过分析U型蒸汽发生器的结构特点与运... 蒸汽发生器是压水堆核电站最重要的部件之一,其运行状态关系到整个核电站的安全,因此蒸汽发生器的建模与仿真对核电事业的发展有着重要的意义。文中针对压水堆核电站U型蒸汽发生器进行半实物仿真。通过分析U型蒸汽发生器的结构特点与运行原理,运用模块化建模的方法,对蒸汽发生器进行分块建模,并且将仿真数据存储于控制系统中。在LabVIEW软件中根据压水堆核电站蒸汽发生器的划分控制体的数学模型建立仿真模型,采用Modbus协议实现上位机仿真程序与实物端UW500集散系统的数据交互,以进行关键仿真数据采集。半实物仿真模型正确模拟了蒸汽发生器的运行,展现了蒸汽发生器一、二回路的热工参数变化,并在集散系统中存储记录。半实物仿真模型不仅可以用于不同工况的测试研究,也可以作为核电研究的教学展示。 展开更多
关键词 压水堆核电站 蒸汽发生器 LABVIEW MODBUS UW500集散系统 热工参数
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“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究
10
作者 余红星 周金满 +4 位作者 冷贵君 邓坚 刘余 吴清 刘伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期1-7,共7页
"华龙一号"是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了"华龙一号"的产生历程,系统论述了"华龙一号"反应堆堆芯与安全设计特点,包括"华龙一号"研发过... "华龙一号"是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了"华龙一号"的产生历程,系统论述了"华龙一号"反应堆堆芯与安全设计特点,包括"华龙一号"研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及"华龙一号"持续开展的设计改进与优化等内容,通过采用新的设计理念和设计技术,全面提高了"华龙一号"作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。 展开更多
关键词 华龙一号 压水堆 核电站 设计特点
压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理 预览
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作者 谢岱良 李鸿飞 +1 位作者 李上元 王志敏 《大众科技》 2019年第7期34-37,53共5页
压水堆核电厂安全壳贯穿件是安全壳内外流体输送、设备或人员进出、电缆穿行等工作的关键部件,文章对贯穿件结构和材料进行阐述,从老化管理角度对压水堆核电厂安全壳贯穿件老化机理进行分析,包括腐蚀、疲劳、机械磨损,并开展基于戴明循... 压水堆核电厂安全壳贯穿件是安全壳内外流体输送、设备或人员进出、电缆穿行等工作的关键部件,文章对贯穿件结构和材料进行阐述,从老化管理角度对压水堆核电厂安全壳贯穿件老化机理进行分析,包括腐蚀、疲劳、机械磨损,并开展基于戴明循环(PDCA)的管理,在对安全壳贯穿件老化机理充分认知的基础上提出管理策略。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 安全壳贯穿件 老化管理
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典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析 预览
12
作者 李璐 张君南 +1 位作者 张竞宇 陈义学 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期540-545,共6页
压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3165天由主回路结... 压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。 展开更多
关键词 活化腐蚀产物 剂量率 PWR
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华龙一号采用ANSI/ANS 58.14进行安全分级的研究 预览
13
作者 胡凌生 谢小龙 +2 位作者 赵鑫樾 陈石 郑俊铭 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第3期523-531,共9页
本文开展了HPR1000采用美国《轻水反应堆安全和压力完整性分级准则》(ANSI/ANS58.14—2011)进行安全功能及物项安全分级的方法论研究。研究结果表明,采用ANSI/ANS 58.14对HPR1000的物项进行安全分级具有可行性,HPR1000不需要进行大的... 本文开展了HPR1000采用美国《轻水反应堆安全和压力完整性分级准则》(ANSI/ANS58.14—2011)进行安全功能及物项安全分级的方法论研究。研究结果表明,采用ANSI/ANS 58.14对HPR1000的物项进行安全分级具有可行性,HPR1000不需要进行大的改进,可以为HPR1000的多国安全审查打基础。 展开更多
关键词 压水堆 安全分级 安全审查
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压水堆核电站控制棒驱动机构线圈参数测量 预览
14
作者 夏轶婧 《电力系统装备》 2018年第4期241-242,共2页
控制棒控制系统(简称棒控系统)通过为控制棒驱动机构(简称CRDM)线圈提供一定时序的电流驱动控制棒提升、下插和保持在堆芯的位置,实现核电站反应堆正常启动、停闭,以及维持反应堆在某一给定功率水平运行和进行功率调节,是保证核电站安... 控制棒控制系统(简称棒控系统)通过为控制棒驱动机构(简称CRDM)线圈提供一定时序的电流驱动控制棒提升、下插和保持在堆芯的位置,实现核电站反应堆正常启动、停闭,以及维持反应堆在某一给定功率水平运行和进行功率调节,是保证核电站安全运行的重要设备,CRDM作为棒控系统的控制对象,研究其在实际复杂工况下的特性对整个系统至关重要。文章提供一种CRDM参数实测方案,并给出不同工况下的CRDM线圈参数计算结果。 展开更多
关键词 压水堆 控制棒 CRDM 棒控系统
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Fuel loading pattern optimization of a pressurized water reactor by varying internal weights-based particle swarm optimization 预览
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作者 Aneela Zameer Sikander M. Mirza +1 位作者 Asifullah Khan Furqan Mir 《核技术:英文版》 SCIE CAS CSCD 2018年第3期61-70,共10页
Fuel reload pattern optimization is essential for attaining maximum fuel burnup for minimization of generation cost while minimizing power peaking factor (PPF).The aim of this work is to carry out detailed assessment ... Fuel reload pattern optimization is essential for attaining maximum fuel burnup for minimization of generation cost while minimizing power peaking factor (PPF).The aim of this work is to carry out detailed assessment of particle swarm optimization (PSO) in the context of fuel reload pattern search. With astronomically large number of possible loading patterns, the main constraints are limiting local power peaking factor, fixed number of assemblies,fixed fuel enrichment, and burnable poison rods. In this work, initial loading pattern of fixed batches of fuel assemblies is optimized by using particle swarm optimization technique employing novel feature of varying inertial weights with the objective function to obtain both flat power profile and cycle keff[1. For neutronics calculation,PSU-LEOPARD-generated assembly depletiondependent group-constant-based ADD files are used. The assembly data description file generated by PSU-LEOPARD is used as input cross-section library to MCRAC code, which computes normalized power profile of all fuel assemblies of PWR nuclear reactor core. The standard PSO with varying inertial weights is then employed to avoid trapping in local minima. A series of experiments have been conducted to obtain near-optimal converged fuelloading pattern of 300 MWe PWR Chashma reactor. The optimized loading pattern is found in good agreement with results found in literature. Hybrid scheme of PSO with simulated annealing has also been implemented and resulted in faster convergence. 展开更多
关键词 PWR Loading pattern OPTIMIZATION PSO PPF In-core FUEL management
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压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0的设计与验证
16
作者 李云召 杨文 +3 位作者 王思成 张斌 吴宏春 曹良志 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第S2期29-32,共4页
压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利... 压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利用大型压水堆BEAVRS基准题验证该程序计算的精确性。验证结果表明:NECP-Bamboo2.0具有较高的计算精度,能满足于工程需求。 展开更多
关键词 压水堆 燃料管理计算 Pin-by-pin NECP-Bamboo
论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀 预览
17
作者 王孝宇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期602-608,共7页
合金690抗腐蚀性能优异,但对铅致应力腐蚀较为敏感。作为被广泛应用的压水堆蒸汽发生器传热管材料,合金690的铅致应力腐蚀对核电站安全运行提出了挑战。通过详细介绍铅致应力腐蚀的机理及影响因素,包括铅的浓度、水溶液的pH值、铅的离... 合金690抗腐蚀性能优异,但对铅致应力腐蚀较为敏感。作为被广泛应用的压水堆蒸汽发生器传热管材料,合金690的铅致应力腐蚀对核电站安全运行提出了挑战。通过详细介绍铅致应力腐蚀的机理及影响因素,包括铅的浓度、水溶液的pH值、铅的离析作用和化学形式,总结了合金690发生铅致应力腐蚀的特征。分析了合金690在核电站运行中发生铅致应力腐蚀的条件,重点阐述了铅致应力腐蚀的预防措施,并根据核电站当前的运行经验提出了化学控制方面的建议,对压水堆蒸汽发生器铅致应力腐蚀的防护具有实际的参考意义。 展开更多
关键词 压水堆 蒸汽发生器传热管 合金690 铅致应力腐蚀 预防措施
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压水堆核电站冷却剂平均温度控制方案比较分析 预览
18
作者 王远隆 《中国核电》 2018年第1期99-104,共6页
冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果... 冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果与前者比较,还是有不足之处或仅为接近。对平均温度控制方案采用新的控制技术进行多角度探讨,很值得提倡。尽管这种探讨不一定就能很快得到优于现有控制方案的结果,但对该领域一定会带来启发作用甚或带来突破。 展开更多
关键词 压水堆 核电站 平均温度控制
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基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析 预览
19
作者 黄家胜 袁显宝 +5 位作者 毛璋亮 林钦 夏寅泳 周建军 肖仁政 马小强 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期667-672,共6页
严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓... 严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓解措施,方便理解严重事故整体过程。 展开更多
关键词 压水堆 MAAP4 堆芯融化 严重事故
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压水堆换料设计优化软件工程实用化改进及验证 预览
20
作者 石秀安 张明 刘志宏 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第3期477-486,共10页
目前国内外开发的堆芯换料设计优化软件没有考虑实际的换料设计要求、现场运行要求及相关安全事故分析限制,导致这些优化软件都未能真正应用。研究结合实际换料设计工程经验,摸索分析了堆芯装载方案与主要换料设计要求、现场运行要求以... 目前国内外开发的堆芯换料设计优化软件没有考虑实际的换料设计要求、现场运行要求及相关安全事故分析限制,导致这些优化软件都未能真正应用。研究结合实际换料设计工程经验,摸索分析了堆芯装载方案与主要换料设计要求、现场运行要求以及安全事故分析限制(主要是反应性事故限值)之间的关系,对主要影响因素进行了定量分析,总结了判断依据和经验,并将其用于特征统计算法换料设计优化软件中,成功开发了可直接应用于实际换料设计的优化软件。通过工程检验表明,结合本研究成果的换料设计优化软件高效实用,可直接用于实际核电厂的堆芯换料设计。 展开更多
关键词 压水堆 换料设计优化 工程改进
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