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纵深防御理念下的核电机组调频能力深化研究
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作者 王煦嘉 齐军 沙正峰 《核安全》 2024年第3期25-32,共8页
通过调研总结了国内、国外核电机组在调频方面的设计和运行经验,以国和一号调频能力深化研究为例,提出了开展核电机组调频能力优化评估的基本思路:首先是确定调频能力的优化目标;然后基于优化目标开展可行性评估,包括全寿期内反应堆冷... 通过调研总结了国内、国外核电机组在调频方面的设计和运行经验,以国和一号调频能力深化研究为例,提出了开展核电机组调频能力优化评估的基本思路:首先是确定调频能力的优化目标;然后基于优化目标开展可行性评估,包括全寿期内反应堆冷却剂压力边界的完整性,控制棒和控制棒驱动机构的使用情况,以及运行中可能的技术风险;最后基于核安全纵深防御的理念提出了调频运行相关的安全改进措施,包括调频运行的投运和退出限制条件。深化研究表明,以包络EUR、URD和我国火电机组下限调频能力要求为优化目标,并考虑必要的纵深防御安全措施,国和一号具备进一步开展调频能力优化的技术可行性。 展开更多
关键词 一次调频 二次调频 设计瞬态 纵深防御
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应用抽样统计方法计算DNBR限值 被引量:3
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作者 王煦嘉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期448-452,共5页
应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR限值进行比较,得出此方法能得到更多的DNBR裕度。
关键词 Wilks公式 抽样统计 DNBR限值 含汽率限值
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恰希玛二期核电厂性能试验若干问题分析和研究
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作者 王煦嘉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期1462-1466,共5页
根据恰希玛二期(C-2)核电厂功率运行阶段调试性能试验数据,从工程设计、系统调试等各方面寻找电功率未达到预期值的原因,提出技术见解。并以此为例,对核电厂设计和调试等方面提出优化方案和注意事项。
关键词 性能试验 功率问题 给水系统 汽轮机热耗
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非能动堆芯冷却系统缓解小破口失水事故的特点分析
4
作者 王煦嘉 詹文辉 《核电工程与技术》 2008年第1期21-25,共5页
本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的设计及其运行机制,以及在缓解小破口失水事故(SBLOCA)中的系统响应,并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统(ECCS)缓解SBLOCA的过程进行比较,给出PXS缓解SBLOCA的特点。
关键词 AP1000 非能动堆芯冷却系统 小破口失水事故 应急堆芯冷却系统
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核电厂功能要求分析的方法和应用探索 被引量:2
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作者 申屠军 王煦嘉 +1 位作者 余建辉 王秋雨 《仪器仪表用户》 2016年第8期58-61,78,共5页
核电厂功能要求分析是电厂工艺系统设计、控制功能配置、主控室画面设计等的基础,也是人因工程评审和主控室设计的重要要素或内容。压水堆重大专项CAP1400核电厂在设计时开展了较为系统的安全功能要求分析和功能分配。在此基础上,根据NU... 核电厂功能要求分析是电厂工艺系统设计、控制功能配置、主控室画面设计等的基础,也是人因工程评审和主控室设计的重要要素或内容。压水堆重大专项CAP1400核电厂在设计时开展了较为系统的安全功能要求分析和功能分配。在此基础上,根据NUREG-0711的最新要求,本文以CAP1400核电厂为模型,探索并建立了一种核电厂(发电)功能要求分析的流程和方法,并基于功能分析的结果,开展了冷却剂压力控制的控制功能配置和显示画面设计。最后,构想了系统性开展核电厂性能、功能、需求分解的意义和方式。 展开更多
关键词 CAP1400 功能要求分析 功能分析 功能配置 人因工程 显示画面
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核电站从设计安全到现实安全的基本思考
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作者 赵飞云 王煦嘉 姚彦贵 《中国核电》 2016年第4期356-363,共8页
文章针对核电站安全提出"设计安全"和"现实安全"的概念,通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件,阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性,重点描述了设计安全保障体系内容。并从设计、采购、制造、建造... 文章针对核电站安全提出"设计安全"和"现实安全"的概念,通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件,阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性,重点描述了设计安全保障体系内容。并从设计、采购、制造、建造、安装、调试、运行、维护、老化到退役等全生命周期角度分析影响核电站现实安全的关键因素,探讨了全生命周期中的质量保证体系、核安全文化建设、风险指引对策、人因工程管理、信息反馈机制、核安全监管体系等对核电站现实安全的重要意义。 展开更多
关键词 核电站 核设施 设计安全 现实安全 安全保障体系 全生命周期
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基于常规热平衡法的核电汽轮机组热平衡快捷迭代算法
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作者 姜清尘 何元雷 +2 位作者 王煦嘉 卞晓东 余建辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期324-331,共8页
基于压水堆核电汽轮机组的热力系统特点及计算机化编程需求,提出了基于常规热平衡法的核电汽轮机组热平衡快捷迭代算法,阐述了设计工况、变工况两类计算工况下汽轮机组热平衡计算的计算流程,并编写了相应的计算程序。以国内某百万千瓦... 基于压水堆核电汽轮机组的热力系统特点及计算机化编程需求,提出了基于常规热平衡法的核电汽轮机组热平衡快捷迭代算法,阐述了设计工况、变工况两类计算工况下汽轮机组热平衡计算的计算流程,并编写了相应的计算程序。以国内某百万千瓦级压水堆核电汽轮机组为算例,在计算程序上进行了多个工况的热平衡计算,将计算结果与汽机厂热平衡图比较,验证了计算方法的可行性。 展开更多
关键词 核电汽轮机组 热平衡计算 迭代计算
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The General Design and Technology Innovations of CAP1400 被引量:3
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作者 郑明光 严锦泉 +3 位作者 申屠军 田林 王煦嘉 邱忠明 《Engineering》 SCIE EI 2016年第1期103-111,共9页
A historical review of in-vessel melt retention (IVR) is given, which is a severe accident mitigation mea- sure extensively applied in Generation III pressurized water reactors (PWRs). The idea of IVR actually ori... A historical review of in-vessel melt retention (IVR) is given, which is a severe accident mitigation mea- sure extensively applied in Generation III pressurized water reactors (PWRs). The idea of IVR actually originated from the back-fitting of the Generation 11 reactor Loviisa WER-440 in order to cope with the core-melt risk. It was then employed in the new deigns such as Westinghouse APIO00, the Korean APR1400 as well as Chinese advanced PWR designs HPRIO00 and CAP1400. The most influential phe- nomena on the IVR strategy are in-vessel core melt evolution, the heat fluxes imposed on the vessel by the molten core, and the external cooling of the reactor pressure vessel (RPV). For in-vessel melt evolution, past focus has only been placed on the melt pool convection in the lower plenum of the RPV; however, through our review and analysis, we believe that other in-vessel phenomena, including core degradation and relocation, debris formation, and coolability and melt pool formation, may all contrib- ute to the final state of the melt pool and its thermal loads on the lower head. By looking into previous research on relevant topics, we aim to identify the missing pieces in the picture. Based on the state of the art, we conclude by proposing future research needs. 展开更多
关键词 Pressurized water reactor Severe accident In-vessel melt retention Debris formationDebris remeltingMelt pool formationMelt pool thermal-hydraulicsCritical heat flux
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压水堆MSLB叠加SGTR事故分析 被引量:3
9
作者 王煦嘉 臧希年 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期373-376,共4页
为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果... 为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。 展开更多
关键词 反应堆事故及其分析 RELAP 5 主蒸汽管道断裂 蒸汽发生器传热管破裂
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3D打印技术对核电设计与制造影响的基本思考 被引量:14
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作者 赵飞云 贺小明 +1 位作者 王煦嘉 刘勇胜 《机械设计与研究》 CSCD 北大核心 2016年第1期88-91,共4页
对3D打印技术体系和国内外产业发展现状等进行了综合分析,重点阐述3D打印技术在核电设计与制造业中的潜在应用,并从设计与打印的平台开发、核级材料的应用开发、制造验收标准的开发等方面分析影响3D打印在核电装备应用的关键因素,探讨... 对3D打印技术体系和国内外产业发展现状等进行了综合分析,重点阐述3D打印技术在核电设计与制造业中的潜在应用,并从设计与打印的平台开发、核级材料的应用开发、制造验收标准的开发等方面分析影响3D打印在核电装备应用的关键因素,探讨了3D打印技术对核电设计与制造变革的重要意义。 展开更多
关键词 3D打印 增材制造 核电设计 核电装备
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小堆发展的法规标准问题分析及建议 被引量:1
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作者 付在伟 王煦嘉 《核标准计量与质量》 2020年第1期2-6,共5页
当前小堆从设计研发阶段正逐步推向市场应用。小堆自身特点和设计理念与传统大型核动力堆不尽一致,这对我国当前的法规标准的优化和改进提出了挑战。文章介绍了法规标准在小堆方面的安全要求,分析了当前小堆发展的法规标准存在的共性问... 当前小堆从设计研发阶段正逐步推向市场应用。小堆自身特点和设计理念与传统大型核动力堆不尽一致,这对我国当前的法规标准的优化和改进提出了挑战。文章介绍了法规标准在小堆方面的安全要求,分析了当前小堆发展的法规标准存在的共性问题,并提出了我国法规标准支持小堆发展方面的优化和改进建议,可供我国核电行业法规标准后续建设进行参考。 展开更多
关键词 小堆 法规标准 安全要求 共性问题
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