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压水反应堆蒸汽发生器传热管焊接堵管工艺实践
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作者 冀斌 《发电设备》 2024年第2期109-114,共6页
基于某核电厂压水反应堆蒸汽发生器传热管的焊接堵管案例,根据2021年版ASME BPVC规范,主要从堵头材料、焊接材料、焊接工艺评定、堵管工艺操作技术等方面进行分析,以确保压水反应堆蒸汽发生器传热管焊接堵管工艺的有效性。采用经评定合... 基于某核电厂压水反应堆蒸汽发生器传热管的焊接堵管案例,根据2021年版ASME BPVC规范,主要从堵头材料、焊接材料、焊接工艺评定、堵管工艺操作技术等方面进行分析,以确保压水反应堆蒸汽发生器传热管焊接堵管工艺的有效性。采用经评定合格的堵管工艺,对该核电厂蒸汽发生器的破损传热管进行堵管,蒸汽发生器投用后未再发生泄漏,堵管效果良好。研究结果为国内核电厂蒸汽发生器传热管破损后焊接堵管工艺提供了技术参考。 展开更多
关键词 压水反应堆 蒸汽发生器 传热管 堵头 焊接
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压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的可靠性及安全性 被引量:2
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作者 严利民 楼巍 何国森 《上海大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 2001年第5期431-433,437,共4页
压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的关键安全性问题就是其液位的仪表检测及控制问题 ,因此其可靠性与安全性就是极重要的因素 .该文提出一种线性数字化与恒常增益的数字化最优进水控制系统 ,讨论了它在核电厂中在线测试校准仪表通道的技术 ... 压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的关键安全性问题就是其液位的仪表检测及控制问题 ,因此其可靠性与安全性就是极重要的因素 .该文提出一种线性数字化与恒常增益的数字化最优进水控制系统 ,讨论了它在核电厂中在线测试校准仪表通道的技术 ,附有计算例子 . 展开更多
关键词 核电厂 压水反应堆 蒸汽发生器 过程估计值 在线监控 数字化最优进控制系统 安全性 可靠性
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压水反应堆稳态自然循环载热能力的研究与分析 被引量:1
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作者 张金玲 郭玉君 +3 位作者 苏光辉 秋穗正 贾斗南 喻真烷 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第5期103-107,118,共6页
给出了压水反应堆稳态自然循环的物理与数学模型,并编制了用于分析、计算压水反应堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序MISARS.利用MIS-ARS,计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响.对计算结果作了分析.
关键词 自然循环 载热能力 压水反应堆 稳态自然循环
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反转压水反应堆热工水力特性初步研究
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作者 刘杰 于涛 +2 位作者 谢金森 曾正魁 秦勉 《南华大学学报(自然科学版)》 2012年第3期17-21,共5页
采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传... 采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据. 展开更多
关键词 CFD 反转压水反应堆 热工
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环路流量偏差对核电1000MW机组压水反应堆焓增特性影响的模拟研究 被引量:1
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作者 刘建全 霍启军 +4 位作者 周涛 钱虹 陈建韩 李赢 李思 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2015年第16期4139-4146,共8页
使用标准的k-?双方程、有限体积离散法,对一台1 000 MW核电机组反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性进行了建模研究;结合堆芯测量仪器及CLP和IN-CORE软件进行了反应堆实际物理试验;将模拟试验和实际物理试验进行了耦合研究。研究了反应堆... 使用标准的k-?双方程、有限体积离散法,对一台1 000 MW核电机组反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性进行了建模研究;结合堆芯测量仪器及CLP和IN-CORE软件进行了反应堆实际物理试验;将模拟试验和实际物理试验进行了耦合研究。研究了反应堆正常运行及失流等工况下流量偏差对反应堆堆芯焓增特性的影响,并对实际运行流量偏差工况进行了分析。模拟和物理试验结果表明:堆芯流量分配板和下栅格板能够很好地调整进入堆芯的冷却剂流量偏差,堆芯内部温度场具有较强的流量偏差自调节功能。环路流量减少时,反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性变化比较明显;环路流量稍有增加时变化不明显,环路流量增加值不大于5%时,反应堆内部流场及温度场偏差无明显变化。试验数据为反应堆的安全运行提供了理论数据。 展开更多
关键词 1000 MW 压水反应堆 环路流量 数值模拟 偏差试验 焓增特性
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压水反应堆核电厂废水处理系统的故障检测与诊断及可靠性分析
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作者 何国森 《世界仪表与自动化》 2001年第2期42-44,共3页
关键词 压水反应堆 核电厂 处理系统 故障检测 可靠性分析 故障诊断
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压水反应堆PING监测道取样系统模拟设计 被引量:2
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作者 杨康 许光 +1 位作者 王平 王勇 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第12期1454-1458,1462,共6页
为了保证压水堆PING监测道取样具有代表性,对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子透过率不小于50%。利用Deposition2001a软件模拟气溶胶在取样系统中的透过率,对碘的沉积规律进行了讨论,获得了在一定条件下ACP1000压水堆PING监测道取样... 为了保证压水堆PING监测道取样具有代表性,对空气动力学直径为10μm的气溶胶粒子透过率不小于50%。利用Deposition2001a软件模拟气溶胶在取样系统中的透过率,对碘的沉积规律进行了讨论,获得了在一定条件下ACP1000压水堆PING监测道取样系统的优化设计方案,可为其他堆PING监测道取样系统设计提供参考。 展开更多
关键词 压水反应堆 PING监测道 模拟设计 气溶胶透过率 碘沉积
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ASME B&PVC压水反应堆压力容器断裂韧性技术应用介绍 被引量:1
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作者 吕俊娥 梅健 +1 位作者 王念辉 张立君 《装备制造技术》 2017年第2期162-164,172,共4页
反应堆压力容器普遍采用Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢,在快中子作用下,堆芯活性束带区铁素体低合金钢的零塑性转变温度有升高的趋势,出现辐照脆化的风险,对反应堆压力容器的结构完整性造成潜在影响。对反应堆压力容器的断裂韧性技术应用进行... 反应堆压力容器普遍采用Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢,在快中子作用下,堆芯活性束带区铁素体低合金钢的零塑性转变温度有升高的趋势,出现辐照脆化的风险,对反应堆压力容器的结构完整性造成潜在影响。对反应堆压力容器的断裂韧性技术应用进行了介绍,为我国反应堆压力容器堆芯活性束带区断裂韧性分析提供技术参考。 展开更多
关键词 压水反应堆 零塑性参考温度 断裂韧性
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非压水反应堆一种安全分级方法研究
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作者 孙微 张小伟 +1 位作者 孙德泉 吴园园 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1146-1151,共6页
物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建(构)筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发... 物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建(构)筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发展,出现了多种类型的反应堆,其运行参数及系统设计与常规压水堆核电厂有很大区别,我国现有的针对压水堆制定的分级方法无法很好地适用于这类反应堆,导致了其安全分级存在一定困难。本文在分析现行HAD102/03和IAEA SSG-30物项分级方法的基础上,对SSG-30分级方法的思想和过程进行分析,并采用SSG-30的物项分级方法对典型池式反应堆进行安全分级,总结该方法在非常规压水堆上的应用特点,为此类型反应堆的物项分级提供指导。 展开更多
关键词 压水反应堆 安全分级 SSG-30
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便携式氢分析仪测定压水反应堆一回路冷却剂中溶解氢
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作者 周志梦 郑德超 +5 位作者 刘晓军 韦荣伟 赵红杰 黄岩 叶伟 彭木林 《化学分析计量》 CAS 2021年第10期60-64,共5页
建立便携式氢分析仪测定压水反应堆一回路冷却剂中溶解氢含量的方法。通过改进仪器构造并优化取样和供氮方式,分析样水流量、背压及氦气对测定结果的影响,确定最佳方案:样水返回容控箱回收,反应堆氮气供应系统供给氮气,样水流量为200~50... 建立便携式氢分析仪测定压水反应堆一回路冷却剂中溶解氢含量的方法。通过改进仪器构造并优化取样和供氮方式,分析样水流量、背压及氦气对测定结果的影响,确定最佳方案:样水返回容控箱回收,反应堆氮气供应系统供给氮气,样水流量为200~500 mL/min,使用纯氢气体标定,通过气液相分离器色谱法定期测量冷却剂中氢和氦含量,以进行误差补偿或手工标定。氢分析仪对样水中氢和氦响应程度相近,经过氦补偿,当溶解氢含量为1.50~32.10 mL/kg时,测量误差不大于1.37 mL/kg。该方法能连续检测,操作简便,准确灵敏,满足实际生产需要。 展开更多
关键词 便携式氢分析仪 压水反应堆 溶解氢
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海洋环境对压水反应堆控制棒驱动线的影响因素研究
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作者 韩万富 冯勇 +2 位作者 鞠燕娜 刘青松 卢朝晖 《电力系统装备》 2020年第16期183-184,共2页
核反应堆控制棒驱动线直接关系到反应堆安全,新设计反应堆都需要开展驱动线试验,验证其运行性能和可靠性。反应堆应用于海洋环境,将对控制棒驱动线的设计和验证引入新的影响因素。本文在介绍控制棒驱动线构成和验证试验基础上,重点研究... 核反应堆控制棒驱动线直接关系到反应堆安全,新设计反应堆都需要开展驱动线试验,验证其运行性能和可靠性。反应堆应用于海洋环境,将对控制棒驱动线的设计和验证引入新的影响因素。本文在介绍控制棒驱动线构成和验证试验基础上,重点研究了影响控制棒驱动线的海洋环境条件;分析了确定海洋因素及其具体数值的影响,为研究海洋环境中控制棒驱动线的设计和验证提供方向和思路。 展开更多
关键词 压水反应堆 驱动线 海洋条件 倾斜 摇摆 冲击 设计 试验
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用透射电子显微镜研究压水反应堆环境下316不锈钢的晶间应力腐蚀裂纹
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作者 陈建国 《上海钢研》 2006年第3期11-11,共1页
英国的研究人员用透射电子显微镜研究了在高温含水环境下316不锈钢箔内部应力腐蚀裂纹的扩展。研究发现裂纹尖端已被氧化,具有一个三层结构,所有这些层越靠近裂纹尖端变得越尖细。中间一层是夹在两个纳米晶氧化物外层之间的微晶尖晶... 英国的研究人员用透射电子显微镜研究了在高温含水环境下316不锈钢箔内部应力腐蚀裂纹的扩展。研究发现裂纹尖端已被氧化,具有一个三层结构,所有这些层越靠近裂纹尖端变得越尖细。中间一层是夹在两个纳米晶氧化物外层之间的微晶尖晶石。相对基体而言,外层富铬,内层富铁。在316不锈钢的一个裂纹处观察到氧化物与基体的交界面上有铜偏析。内层氧化物的生长在晶界裂纹产生的前后是受不同的机理支配的。 展开更多
关键词 透射电子显微镜 应力腐蚀裂纹 316不锈钢 环境 压水反应堆 晶间 裂纹尖端 氧化物
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非能动压水反应堆
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《中国科教创新导刊》 2000年第3期32-32,共1页
关键词 非能动 压水反应堆 安全系统 美国核管理委员会 核电厂 商业化运营 安全标准化 自然循环 西屋电气公司 设计方案
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浅析CPR1000压水反应堆自然循环运行
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作者 王洪刚 《电力系统装备》 2019年第12期140-141,共2页
压水反应堆的自然循环运行指在压水反应堆全部主泵停运的情况下,依靠环路自然循环通过蒸汽发生器载出主系统的热量。在核电站发生RCP主泵全停事故(如主厂外电源丧失事故),强迫循环丧失,此时只能通过压水反应堆的自然循环导出主系统的热... 压水反应堆的自然循环运行指在压水反应堆全部主泵停运的情况下,依靠环路自然循环通过蒸汽发生器载出主系统的热量。在核电站发生RCP主泵全停事故(如主厂外电源丧失事故),强迫循环丧失,此时只能通过压水反应堆的自然循环导出主系统的热量,并将压水反应堆带到相对安全的后备状态。本文通过对反应堆自然循环机理、影响因素和自然循环与强迫循环运行控制范围的差别等方面进行简要分析,从而总结出反应堆自然循环状态下的一些控制注意事项和控制方法。 展开更多
关键词 压水反应堆 自然循环 强迫循环
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核电压水反应堆材料性能优化软件系统研制与模拟环境设计
15
《中国科技成果》 2017年第15期8-8,10,共2页
压水反应堆材料长期处于高温、高压、强辐照等极端条件下工作,因此材料性能的好坏直接关系到我国压水反应堆的安全可靠性、经济性和先进性。由于压水堆材料经历的物理过程复杂、耦合性强,现有的理论和实验手段研究难度较大。随着计算... 压水反应堆材料长期处于高温、高压、强辐照等极端条件下工作,因此材料性能的好坏直接关系到我国压水反应堆的安全可靠性、经济性和先进性。由于压水堆材料经历的物理过程复杂、耦合性强,现有的理论和实验手段研究难度较大。随着计算机技术的发展,通过科学数值计算来模拟现实相关过程和耦合特性,获得那些理论难以解析或者实验难以实现的数据,变得日益重要。 展开更多
关键词 反应堆材料 压水反应堆 模拟现实 环境设计 软件系统 性能优化 核电 实验手段
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改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓自动超声检测方法
16
作者 陈智聪 杨建华 刘书红 《无损检测》 2014年第7期63-66,共4页
反应堆压力容器封头螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求在役前及在役阶段对其进行超声波检测。这是个多系统配合的过程,必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了改进型压水堆反应堆压力容器封... 反应堆压力容器封头螺栓作为核设备的重要部件,RSEM标准要求在役前及在役阶段对其进行超声波检测。这是个多系统配合的过程,必须依赖专用超声波检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成。介绍了改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓超声波检测技术、检测的部位、探头的选用、仪器的选用以及扫查方式、采集系统和分析系统。经实际扫查试验,证明该系统满足改进型压水堆反应堆压力容器封头螺栓超声波检测需求。 展开更多
关键词 压水反应堆 封头螺栓 超声波检测
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AP1000反应堆压力容器安装技术 被引量:3
17
作者 郑东宏 刘宝勇 +2 位作者 陈晶晶 胡德全 肖洪涛 《发电设备》 2013年第6期401-405,共5页
AP1000是二环路的1 000MW级压水堆三代核电厂,采用非能动安全设施,与传统的二代压水堆核电技术相比,反应堆压力容器(RPV)本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进性变化。根据AP1000RPV自身的特点,并在实践的基础上,对RPV的现场安装技... AP1000是二环路的1 000MW级压水堆三代核电厂,采用非能动安全设施,与传统的二代压水堆核电技术相比,反应堆压力容器(RPV)本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进性变化。根据AP1000RPV自身的特点,并在实践的基础上,对RPV的现场安装技术,包括安装准备、现场运输和吊装、核岛安装等进行了介绍和分析,为核电站核蒸汽供应系统主设备的现场运输、吊装和安装提供技术参考。 展开更多
关键词 核电 压水反应堆 力容器 安装
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反应堆压力容器顶盖贯穿件及其焊缝的无损检测 被引量:5
18
作者 丁建国 《无损检测》 北大核心 2007年第2期104-106,共3页
关键词 反应堆力容器 无损检测 顶盖 Inconel600 控制棒驱动机构 焊缝 压水反应堆 组成部件
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压水堆核电厂核安全3级塑料管道连接技术
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作者 郑东宏 张培敬 +1 位作者 王江涛 褚争 《中国核电》 2023年第2期249-254,共6页
在以往的压水堆核电厂中,核安全级的管道均由金属管材制成。随着塑料管材制造技术的提高,ASME BPVC已将其用于核安全3级的管道建造过程中。本文根据ASME BPVC规范,对塑料管道材质规范和连接技术进行了分析和归纳,为我国塑料管道用于核... 在以往的压水堆核电厂中,核安全级的管道均由金属管材制成。随着塑料管材制造技术的提高,ASME BPVC已将其用于核安全3级的管道建造过程中。本文根据ASME BPVC规范,对塑料管道材质规范和连接技术进行了分析和归纳,为我国塑料管道用于核电厂核安全级管道的连接技术提供参考。 展开更多
关键词 压水反应堆 塑料管道 连接技术
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30万千瓦压水堆核电机组功率运行期间的反应性控制
20
作者 杨加东 《科技传播》 2016年第4期146-147,163,共3页
根据压水反应堆及其动力装置的运行要求,在运行过程中要克服反应性扰动及负荷扰动,并能补偿燃耗、中毒和结渣等效应的影响;维持反应堆重要运行参数在允许运行范围内,即满足动力装置静态特性要求;并能在给定负荷扰动下,始终使电站主要参... 根据压水反应堆及其动力装置的运行要求,在运行过程中要克服反应性扰动及负荷扰动,并能补偿燃耗、中毒和结渣等效应的影响;维持反应堆重要运行参数在允许运行范围内,即满足动力装置静态特性要求;并能在给定负荷扰动下,始终使电站主要参数处于规定范围内。现以CP300压水堆为例,从稳定功率运行、变负荷运行和负荷突变3个方面分析反应堆的反应性控制。 展开更多
关键词 压水反应堆 动力装置
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