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压水堆不同尺寸的破口失水事故分析
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作者 刘佩琪 赵鹏程 +5 位作者 于涛 谢金森 陈珍平 谢超 刘紫静 曾文杰 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期68-75,共8页
基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized-Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程... 基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized-Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程,探讨了如何在恰当的时机采取有效的缓解措施对事故的进程进行干预。研究结果表明:在破口事故中随着破口面积而增大,压力容器会更早失效导致堆芯裸露;一旦压力容器失效,MCCI(Molten Corium Concrete Interaction)过程中氢气产量则会随着破口面积的增大而增大;在破口事故中尽早投入安全注射系统可以有效地缓解事故的进程,避免压力容器失效,并且安全注射系统越早投入对事故的缓解也就越有利。 展开更多
关键词 MAAP程序 失水事故 压水堆 缓解措施
核测信号的主动降噪方法研究 预览
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作者 徐建飞 《自动化仪表》 CAS 2019年第6期46-48,共3页
由于核测系统输出信号微弱,在核电厂工程建设和运行阶段长期受到电磁干扰问题困扰。在传统电磁场降噪方案无法满足现场需求的情况下,提出了一种通过电磁波降噪的方案。通过对某压水堆(PWR)核电中子测量探头噪声异常问题进行实地排查,确... 由于核测系统输出信号微弱,在核电厂工程建设和运行阶段长期受到电磁干扰问题困扰。在传统电磁场降噪方案无法满足现场需求的情况下,提出了一种通过电磁波降噪的方案。通过对某压水堆(PWR)核电中子测量探头噪声异常问题进行实地排查,确定了噪声源和传输路径。对噪声产生的原理进行了理论分析,并构建降噪理论模型。结合压水堆核电站堆外核仪表系统供电特点,提出了利用电磁波的叠加原理进行降噪的方法。通过对比试验的方法验证,噪声幅值的最大值由110 mV降至31 mV,降噪有效率达78.1%,有效解决了该核电厂中子测量探头噪声异常的问题。该方法可以作为传统屏蔽降噪和距离降噪方案的有效补充,被广泛应用于同类问题的分析和处理。 展开更多
关键词 核电能 压水堆 降噪 核测信号 电磁波 微弱信号 叠加原理 中子测量
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基于EFEN-SP3方法的pin-by-pin中子动力学计算方法研究 预览
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作者 谢伟华 曹良志 李云召 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期243-249,共7页
为能直接给出安全分析所需的最热棒功率而不引入组件均匀化近似和精细功率重构近似,本文研究了基于栅元均匀化的pin-by-pin中子动力学计算方法。通过全隐式向后差分对多群时空中子动力学方程组的时间变量进行离散,采用指数函数展开节块-... 为能直接给出安全分析所需的最热棒功率而不引入组件均匀化近似和精细功率重构近似,本文研究了基于栅元均匀化的pin-by-pin中子动力学计算方法。通过全隐式向后差分对多群时空中子动力学方程组的时间变量进行离散,采用指数函数展开节块-SP3(EFEN-SP3)方法求解含裂变介质的多群中子固定源方程组,通过高阶源展开技术消除了中子源分布与缓发中子先驱核分布形状不一致的问题。采用Ks因子、LW外推和粗网再平衡等加速技术提高计算效率。三维pin-by-pin中子动力学问题的数值结果表明:pin-by-pin中子动力学计算能直接给出单棒功率密度分布;高阶源展开技术可有效抑制计算偏差随时间步的累加效应;加速技术可将SP3动力学计算的求解速度提高134.9倍。 展开更多
关键词 压水堆 pin-by-pin 中子动力学 EFEN-SP3 加速技术
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华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法 预览
4
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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“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究
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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
适用于压水堆压力容器密封面研磨的水平仪套装设计
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作者 苏志伟 李福春 +3 位作者 苏志勇 余锋 赵文涛 廖东波 《仪表技术》 2019年第4期21-23,共3页
结合压水型反应堆压力容器密封面研磨实践,设计了一套适于测量压力容器密封面研磨过程中水平度测量的水平仪套装装置。从技术指标、设计方案、技术创新、应用推广等方面对水平仪套装进行了分析说明。该水平仪套装因纯机械结构、体积小... 结合压水型反应堆压力容器密封面研磨实践,设计了一套适于测量压力容器密封面研磨过程中水平度测量的水平仪套装装置。从技术指标、设计方案、技术创新、应用推广等方面对水平仪套装进行了分析说明。该水平仪套装因纯机械结构、体积小、质量轻等特征,满足了压力容器研磨过程中的使用要求;采用间接测量的方式,避免了对已研磨密封面的二次伤害;采用螺旋测微仪结合千分表的测量方式,提高了水平仪套装的测量精度,保证了反应堆的密封性及安全性;采用旋转螺旋测微仪调整高度代替调整垫片的方式提高了找平效率,缩短了现场工作时间,降低了工作人员受辐射的剂量。 展开更多
关键词 压水堆 压力容器 密封面 水平仪套装
压水堆CPR1000 DCS系统设计 预览
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作者 胡天南 《电子制作》 2019年第6期84-85,98共3页
本文我们阐述了当前CPR1000DCS数字化的压水堆,核电站为了能够提升系统的自动化运行水平,我们采用DCS的控制系统引入核电站中。本文我们主要阐述了当前核电站安全级别DCS系统的相关设计,在设计过程中需要遵循安全性,多样性原则,能够为... 本文我们阐述了当前CPR1000DCS数字化的压水堆,核电站为了能够提升系统的自动化运行水平,我们采用DCS的控制系统引入核电站中。本文我们主要阐述了当前核电站安全级别DCS系统的相关设计,在设计过程中需要遵循安全性,多样性原则,能够为其他核电站DCS系统设计提供参考依据。 展开更多
关键词 压水堆 CPR1000 DCS系统 设计
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中国新一代核能用材总体发展战略研究 预览
8
作者 干勇 赵宪庚 徐匡迪 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2019年第1期1-5,共5页
材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用... 材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用过程中存在的共性问题、在役和在建核能工程用材存在的突出问题、在研核能技术用材存在的关键问题,在此基础上提出了我国新一代核能用材的发展战略建议,包括设立国家新一代核能用材专业指导委员会;设立新一代核能用材国家专项基金或长期稳定支持的专项科技计划;创建我国新一代核能用材先进完整标准体系;建设国家层面的共享型工程级辐照实验装置;在独立自主原则下,继续开展新一代核能用材国际合作等。 展开更多
关键词 新一代核能 压水堆 核能用材 发展战略
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中国新一代核能核燃料总体发展战略研究 预览
9
作者 李冠兴 周邦新 +2 位作者 肖岷 焦拥军 任忠鸣 《中国工程科学》 CSCD 北大核心 2019年第1期6-11,共6页
本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压... 本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术,快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势,提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料,以及核燃料循环材料发展的目标、发展路线图和重点任务。压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型。作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化,但还没有实现品牌自主化。我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战;核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战。最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料,以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议。 展开更多
关键词 核燃料 核材料 轻水堆 压水堆 快堆 燃料循环
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压水堆核电厂放射性源项的估算方法研究
10
作者 徐艳凤 张鹏飞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期116-119,共4页
给出了通过安全壳大气取样分析结果估算核事故情况下压水堆核电厂向环境释放的放射性源项的方法,对相关因素进行了讨论,并与核事故辐射后果评价软件RASCAL4.2的评价结果进行了比对,验证了方法的有效性。发现了软件RASCAL4.2的不足,并提... 给出了通过安全壳大气取样分析结果估算核事故情况下压水堆核电厂向环境释放的放射性源项的方法,对相关因素进行了讨论,并与核事故辐射后果评价软件RASCAL4.2的评价结果进行了比对,验证了方法的有效性。发现了软件RASCAL4.2的不足,并提出了相应的改进建议。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 安全壳 取样 放射性 源项
FCM燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析 预览
11
作者 李满仓 刘仕倡 +2 位作者 秦冬 于颖锐 王侃 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1188-1194,共7页
为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及... 为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2进行评价。FCM燃料中TRISO颗粒核芯直径达800μm,燃料颗粒自屏效应强烈,在RMC程序中引入随机介质计算功能,对FCM燃料进行随机几何建模,保证了反应性计算精度。分析表明:Er2O3可作为FCM燃料堆芯的候选可燃毒物,Gd2O3和Eu2O3需结合堆芯开展进一步研究,Sm2O3、Dy2O3及HfO2的反应性惩罚过大,不适合作为FCM燃料可燃毒物。 展开更多
关键词 FCM燃料 可燃毒物 压水堆 TRISO颗粒 RMC程序
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压水堆核电厂仪控系统的定期试验设计 预览
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作者 马洁光 杜文艳 《电脑知识与技术:学术版》 2019年第5Z期228-230,共3页
随着我国对清洁能源不断扩大的需求,促使国内核电快速发展,DCS控制系统作为一项成熟的工业控制技术,广泛应用于国内各个核电站的建设与运行之中。但是由于核电厂反应堆保护的特殊性,为了确保整个保护系统的高度可靠性,即使是在反应堆运... 随着我国对清洁能源不断扩大的需求,促使国内核电快速发展,DCS控制系统作为一项成熟的工业控制技术,广泛应用于国内各个核电站的建设与运行之中。但是由于核电厂反应堆保护的特殊性,为了确保整个保护系统的高度可靠性,即使是在反应堆运行过程中,也要求能用试验的方法来确认保护系统所设计的功能完整性。本文将结合相关国标的要求,介绍压水堆核电厂保护系统定期试验的设计。 展开更多
关键词 核电 压水堆 定期试验 仪控系统
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基于坐标平移法对压水堆核电厂堆芯慢速区修正 预览
13
作者 杨发 杨鹏 +1 位作者 胡万有 吴海东 《科技视界》 2019年第3期194-195,共2页
在压水堆核电厂换料大修前必须对装卸料机大车、小车在装卸料期间的安全边界进行验证,尤其是在堆芯区域。原始的边界区域信息是按照电厂提供的建造图纸提供的数据得来的,与实际的数据会有差别,需要根据现场实际测量的数据进行修正。在... 在压水堆核电厂换料大修前必须对装卸料机大车、小车在装卸料期间的安全边界进行验证,尤其是在堆芯区域。原始的边界区域信息是按照电厂提供的建造图纸提供的数据得来的,与实际的数据会有差别,需要根据现场实际测量的数据进行修正。在电厂的实际工作中,已经采用了基于坐标平移法对堆芯边界进行修正的方式,此方法能够降低装卸料机在堆芯磕碰导向柱的风险。基于坐标平移法对压水堆机组堆芯边界进行修正是一种有效方式。 展开更多
关键词 坐标平移 压水堆 堆芯慢速区 修正
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压水堆核电站大破口失水事故分析 预览
14
作者 马胜超 银华强 +4 位作者 何学东 李俊 孟颖超 杨星团 姜胜耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1036-1043,共8页
压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发... 压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204℃的限值。 展开更多
关键词 压水堆 大破口失水事故 安全分析 RELAP5
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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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全厂断电叠加破口事故分析研究 预览
16
作者 陈宏坤 袁显宝 +3 位作者 毛璋亮 刘芙蓉 周建军 杜晓超 《山东工业技术》 2019年第4期186-187,189共3页
本文以典型压水堆核电机组为研究对象,采用MAAP程序对全厂断电(SBO)叠加不同尺寸破口(LOCA)的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进行分析,对安全壳超压失效及氢气风险进行了研究。通过研究发现在SBO叠加不同大小破口导致的严重事故进程... 本文以典型压水堆核电机组为研究对象,采用MAAP程序对全厂断电(SBO)叠加不同尺寸破口(LOCA)的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进行分析,对安全壳超压失效及氢气风险进行了研究。通过研究发现在SBO叠加不同大小破口导致的严重事故进程中,在下封头失效前,安全壳均能保持其完整性。本文研究可为核事故应急管理提供了参考依据。 展开更多
关键词 压水堆 严重事故 全厂断电 冷却剂丧失事故 氢气风险
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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
17
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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全球核电装机容量2018年小幅增加 预览
18
作者 伍浩松 戴定 《国外核新闻》 2019年第1期28-31,共4页
根据世界核协会(WNA)公布的数据,截至2019年1月1日,全球共有450台在运核电机组,总净装机容量约为399. 1 GWe。与2018年1月1日(447台,392 GWe)相比,在运机组数量增加3台,总净装机容量增加约7. 1 GWe。2018年,全球共有5台核电机组正式开... 根据世界核协会(WNA)公布的数据,截至2019年1月1日,全球共有450台在运核电机组,总净装机容量约为399. 1 GWe。与2018年1月1日(447台,392 GWe)相比,在运机组数量增加3台,总净装机容量增加约7. 1 GWe。2018年,全球共有5台核电机组正式开工建设,9台新机组实现首次并网发电,6台机组永久关闭。1正式开工建设2018年全球共有5台核电机组(总装机容量6279 MWe)正式开工建设,土耳其、俄罗斯、孟加拉国、韩国和英国各1台。 展开更多
关键词 装机容量 沸水堆 压水堆
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压水堆核电站主泵的设计、运行和维护探究 预览
19
作者 马云飞 《产业与科技论坛》 2019年第2期62-63,共2页
随着社会的不断发展,我国的社会经济及科学技术都有了很大的进步,核电行业的进程最为明显。同时,由于经济需求的日益增长,促使我国在核电行业应用高新科技技术,以提高行业效率及效益。核电设备对于现代社会的人们来说有着非常重要的作用... 随着社会的不断发展,我国的社会经济及科学技术都有了很大的进步,核电行业的进程最为明显。同时,由于经济需求的日益增长,促使我国在核电行业应用高新科技技术,以提高行业效率及效益。核电设备对于现代社会的人们来说有着非常重要的作用,核电是仅次于世界上第一能源火电的集安全、清洁与高效于一身的能源,中国对于核电的发展方向主要是在压水堆方面。目前,中国建筑的核电站的功率已经达到了650MV,国际上较先进的核电站功率已经能达到上百万千瓦了。本文就对压水堆核电站主泵的设计、运行和维护作出探究分析,仅供相关部门参考。 展开更多
关键词 压水堆 核电站主泵 水泵机械 运行维护
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UO2复合燃料芯块导热性能有限元模拟 预览
20
作者 刘辰 金恩泽 +1 位作者 徐乐昌 王文斌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第3期511-517,共7页
目前各国均在开发适用于压水堆的含有高导热性第二相材料的新型先进UO2复合燃料芯块。本文通过有限元计算方法分析了新型先进UO2复合燃料芯块关键结构参数对其导热性能的影响。结果表明:少量高导热性第二相材料的添加可显著降低燃料芯... 目前各国均在开发适用于压水堆的含有高导热性第二相材料的新型先进UO2复合燃料芯块。本文通过有限元计算方法分析了新型先进UO2复合燃料芯块关键结构参数对其导热性能的影响。结果表明:少量高导热性第二相材料的添加可显著降低燃料芯块服役过程中的中心线温度;第二相的种类、含量、分布形式等均对新型先进UO2复合燃料芯块的导热性能有重要影响。 展开更多
关键词 复合燃料芯块 有限元分析 导热性能 压水堆
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