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第三代先进压水堆核电厂通信系统分析 被引量:2
1
作者 邹颖男 严振杰 《吉林电力》 2017年第3期32-34,共3页
介绍了第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构及设计原则,并对通信子系统的功能与结构进行了分析。指出第三代先进压水堆核电厂规模大、参与方多、技术性高、无成熟堆型及各参与方沟通难的问题,提出了以下建议:将通信系统设备根据... 介绍了第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构及设计原则,并对通信子系统的功能与结构进行了分析。指出第三代先进压水堆核电厂规模大、参与方多、技术性高、无成熟堆型及各参与方沟通难的问题,提出了以下建议:将通信系统设备根据负荷进行布置;考虑系统间冗余连接;仅在换料检修期间安装使用安全壳内通信设备;将时钟系统的全球定位系统(GPS)信号接收机前置。 展开更多
关键词 第三代先进压水堆核电厂 通信系统 可靠性
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第三代先进压水堆核电厂操纵员岗位培训开发方法探讨
2
作者 张华平 《现代国企研究》 2015年第24期98-,100,共2页
本文结合第三代先进压水堆核电厂操纵员岗位培训相关资料,分析了操纵员岗位培训材料的依据标准、分析方法和研发过程等,从而为其它相关核电厂关键岗位培训体系和培训内容的开发以提供实践经验和借鉴意义。
关键词 第三先进水堆 操纵员 岗位任务 培训目标
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LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究 被引量:3
3
作者 蒋天植 沈峰 +3 位作者 杨戴博 王银丽 黄有骏 袁彬 《科技视界》 2017年第6期20-21,共2页
LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,... LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析。最后,对各种探测技术进行了总结。 展开更多
关键词 LBB 水堆 泄漏监测 核电厂
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先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计 被引量:6
4
作者 李春 张庆华 +1 位作者 常猛 刘宇 《核安全》 2012年第1期61-64,共4页
核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决... 核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。 展开更多
关键词 先进水堆 核电厂 安全壳地坑 滤网
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三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究
5
作者 刘宇 牛世鹏 +2 位作者 王高鹏 喻新利 张佳佳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期481-487,共7页
安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程... 安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明:熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。 展开更多
关键词 水堆 安全壳直接加热 参数敏感性分析
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构建三代压水堆核电厂化学环境人员培训与授权体系建设
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作者 韩会娟 王柱 +3 位作者 李鹏 张燕 余远红 马贵福 《现代管理》 2020年第5期793-798,共6页
国内某三代核电厂采用系统化培(Systematic Approach to Training,简写SAT),按照ADDIE (A-培训需求分析,D-培训大纲设计;D-培训教材开发;I-培训实施;E-培训效果评价)流程,从分析具体的工作任务出发,注重人员基本技能及岗位技能的培养,... 国内某三代核电厂采用系统化培(Systematic Approach to Training,简写SAT),按照ADDIE (A-培训需求分析,D-培训大纲设计;D-培训教材开发;I-培训实施;E-培训效果评价)流程,从分析具体的工作任务出发,注重人员基本技能及岗位技能的培养,开发出一系列的教材、创立系统化流程、实施培训及评估,形成完整的化学环境培训与授权体系。本体系建设在国内外核电行业属于首创,并经三代压水堆核电厂实践取得良好效果。 展开更多
关键词 系统培训方法 ADDIE授权体系 水堆
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非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价 被引量:5
7
作者 潘亚兰 栾秀春 +2 位作者 王喆 左嘉旭 宋维 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第8期73-78,共6页
蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Prob... 蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。 展开更多
关键词 能动先进水堆核电厂 蒸汽发生器传热管破裂 堆芯损伤频率 概率安全评价
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三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析 被引量:1
8
作者 孙海涛 李海龙 +4 位作者 盛朝阳 高晨 王臣 凌礼恭 贾盼盼 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期493-497,共5页
为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、... 为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。 展开更多
关键词 水堆 先进水堆用户要求文件 AP1000 EPR
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我国第三代大型先进压水堆核电取得新进展
9
《工具技术》 2009年第10期63-63,共1页
关键词 核电技术 第三 先进水堆 中国华能集团公司 水堆核电 示范电站 示范工程 投资建设
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基于FirmSys的三代压水堆核电站核安全级数字化保护系统设计概述 被引量:5
10
作者 赵勇 李刚 +1 位作者 白涛 石桂连 《自动化博览》 2012年第9期56-60,66,共6页
伴随我国三代压水堆核电站自主化进程,在三代压水堆核电站中采用自主化的全数字化仪控技术已迫在眉睫,尤其是核安全级数字化保护系统更是实现全数字化仪控的关键环节。本文主要针对使用广利核公司自主研发的核安全级数字化仪控产品平台(... 伴随我国三代压水堆核电站自主化进程,在三代压水堆核电站中采用自主化的全数字化仪控技术已迫在眉睫,尤其是核安全级数字化保护系统更是实现全数字化仪控的关键环节。本文主要针对使用广利核公司自主研发的核安全级数字化仪控产品平台(FirmSys)为三代压水堆核电站提供保护系统解决方案的可行性进行初步探讨,为将来的工程设计和应用提供借鉴。本文首先说明了数字化安全级保护系统总体设计方案和系统功能的实现,然后进行了设计准则符合性分析,初步说明技术方案的可行性。 展开更多
关键词 水堆 数字化仪控系统 FirmSys
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第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较 被引量:1
11
作者 陈五星 张多飞 +3 位作者 吴荣俊 贾靖轩 邹涛 李文博 《辐射防护通讯》 2018年第3期12-16,共5页
以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例,比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点,对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。
关键词 第三水堆 核电厂 辐射监测系统
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第三代先进压水堆报警系统(APS)的仿真实现 被引量:1
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作者 刘亚飞 刘纯 《科技创新导报》 2015年第25期26-27,共2页
为满足第三代先进压水堆全范围模拟机开发需要,对APS报警系统的结构、功能、人机界面等方面进行了深入研究。在此基础上,采用开发成本低、维护简单、可信度和逼真度高的DCS仿真技术,开发了模拟机用第三代先进压水堆仪控系统非安全级平... 为满足第三代先进压水堆全范围模拟机开发需要,对APS报警系统的结构、功能、人机界面等方面进行了深入研究。在此基础上,采用开发成本低、维护简单、可信度和逼真度高的DCS仿真技术,开发了模拟机用第三代先进压水堆仪控系统非安全级平台报警系统仿真软件。 展开更多
关键词 第三先进水堆 APS 报警系统 仿真
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第三代先进压水堆正常余热排出系统设计优化 被引量:2
13
作者 王国震 《中国核电》 2015年第4期306-311,共6页
文章详细介绍了第三代先进压水堆正常余热排出系统设计特点,并从核电厂运行的角度就这些设计特点对核电厂运行的影响进行了分析。对第三代先进压水堆正常余热排出系统的设计特点进行了归纳,针对每个设计特点,分析了其设计的合理性和先... 文章详细介绍了第三代先进压水堆正常余热排出系统设计特点,并从核电厂运行的角度就这些设计特点对核电厂运行的影响进行了分析。对第三代先进压水堆正常余热排出系统的设计特点进行了归纳,针对每个设计特点,分析了其设计的合理性和先进性。 展开更多
关键词 第三先进水堆 余热排出系统 冷却 补水 接口系统LOCA
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核电厂先进主控制室功能分析和功能分配 被引量:12
14
作者 郑明光 徐济鋆 +1 位作者 宁忠和 陈浩 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第2期171-175,共5页
根据先进压水堆研究关键课题——先进主控制室的设计研究,阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求,重点论述了功能分析与分配的内容、作用、重要性与必要性,探讨了在核电厂先进主控制室的设计中贯彻执行这些要... 根据先进压水堆研究关键课题——先进主控制室的设计研究,阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求,重点论述了功能分析与分配的内容、作用、重要性与必要性,探讨了在核电厂先进主控制室的设计中贯彻执行这些要求的措施及进行设计验证的方法。 展开更多
关键词 功能分析 功能分配 核电厂 主控制室 先进水堆 设计
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国内外大型先进三代压水堆设计分析 被引量:2
15
作者 刘展 荣健 +2 位作者 张利 王海洋 沈立锋 《中国核电》 2020年第3期403-407,共5页
围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号,包括美国AP1000堆型、法国EPR堆型、俄罗斯VVER-1200堆型、中国"华龙一号"(HPR1000)和"国和一号"(CAP1400),开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究,简要分析国... 围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号,包括美国AP1000堆型、法国EPR堆型、俄罗斯VVER-1200堆型、中国"华龙一号"(HPR1000)和"国和一号"(CAP1400),开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究,简要分析国内压水堆设计分析方面存在的不足和建议措施,为后续这些方面的重点发展和研究提供方向性的参考,早日实现从核电大国向核电强国的跨越发展。 展开更多
关键词 水堆 AP1000 EPR VVER-1200 “华龙一号” “国和一号”
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第三代压水堆核电站核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺研究 被引量:2
16
作者 刘自旺 刘静 《制冷与空调》 2016年第11期43-46,共4页
通过对第三代压水堆核电站核岛通风空调系统用核级冷却器关键技术和工艺进行研究,论证适用于核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺的可行性,并推广至所有核电站的核级冷却器。
关键词 第三水堆核电 核岛通风空调系统 核级冷却器 关键技术和工艺 抗震鉴定
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第三代压水堆核电站有哪些类型? 被引量:1
17
《江苏电机工程》 2011年第3期77-77,共1页
第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组... 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。 展开更多
关键词 水堆核电 第三 类型 核电机组 AP1000 第二 安全性 核电发展
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基于三代压水堆的中国核燃料循环模式仿真研究 被引量:1
18
作者 刘志宾 马进 +1 位作者 王兵树 段新会 《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第3期683-689,697,共8页
根据国务院出台的《核电安全规划(2011–2020年)》和《核电中长期发展规划(2011–2020年)》和中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》及"十三五"规划,以目前主要已运M310堆型和三代核电"华龙一... 根据国务院出台的《核电安全规划(2011–2020年)》和《核电中长期发展规划(2011–2020年)》和中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》及"十三五"规划,以目前主要已运M310堆型和三代核电"华龙一号"、AP1000,CAP1400堆型为主,在MATLAB仿真环境下采用"一次通过"模式分析2050年前我国核燃料循环现状和未来核燃料循环需求,定量的计算仿真出压水堆核电站所需的铀资源、分离功、乏燃料、Pu和次要锕系元素的产生量,计算结果可作为我国核燃料发展战略的重要依据,加快建立闭式核燃料循环模式。 展开更多
关键词 核燃料循环 水堆 一次通过 水堆
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第三代先进压水堆控制棒交换分析
19
作者 王国震 《科技视界》 2015年第14期244-244,共1页
本文详细介绍了第三代先进压水堆需要进行控制棒交换的原因和控制棒交换方案,并从物理和运行角度对控制棒交换所带来的影响进行了分析。本文总结了第三代先进压水堆特有的控制棒交换运行方式,分析了其工作特点和潜在风险。本文对于需要... 本文详细介绍了第三代先进压水堆需要进行控制棒交换的原因和控制棒交换方案,并从物理和运行角度对控制棒交换所带来的影响进行了分析。本文总结了第三代先进压水堆特有的控制棒交换运行方式,分析了其工作特点和潜在风险。本文对于需要了解和掌握第三代先进压水堆控制棒交换策略的人员有一定的帮助和借鉴。 展开更多
关键词 控制棒交换逻辑 第三先进水堆 控制策略 机械补偿
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三代压水堆核电机组蒸发器硫酸根浓度异常研究分析
20
作者 韩会娟 王柱 +1 位作者 马强 陈伟忠 《电力设备管理》 2020年第12期87-88,106,共3页
国内某三代核电机组未设置凝结水无精处理系统,通过一系列措施分析出最终原因,并采取措施使硫酸根浓度降低至WANO先进值以下。
关键词 水堆核电 蒸汽发生器 硫酸根
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