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Development of CONTHAC-3D and hydrogen distribution analysis of HPR1000
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作者 Hui Wang Jing-Jing Li +2 位作者 Yuan Chang Gong-Lin Li Ming Ding 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第2期210-221,共12页
An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be ap... An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be applied to predict gas flow,diffusion,and steam condensation in a containment during a severe hypothetical accident,as well as to obtain an estimate of the local hydrogen concentration in various zones of the containment.CONTHAC-3D was developed using multiple models to simulate the features of the proprietary systems and equipment of HPR1000 and ACP100,such as the passive cooling system,passive autocatalytic recombiners and the passive air cooling system.To validate CONTHAC-3D,a GX6 test was performed at the Battelle Model Containment facility.The hydrogen concentration and temperature monitored by the GX6 test are accurately predicted by CONTHAC-3D.Subsequently,the hydrogen distribution in the HPR1000 containment during a severe accident was studied.The results show that the hydrogen removal rates calculated using CONTHAC-3D for different types of PARs agree well with the theoretical values,with an error of less than 1%.As the accident progresses,the hydrogen concentration in the lower compartment becomes higher than that in the large space,which implies that the lower compartment has a higher hydrogen risk than the dome and large space at a later stage of the accident.The amount of hydrogen removed by the PARs placed on the floor of the compartment is small;therefore,raising the installation height of these recombiners appropriately is recommended.However,we do not recommend installing all autocatalytic recombiners at high positions.The study findings in regard to the hydrogen distribution in the HPR1000 containment indicate that CONTHAC-3D can be applied to the study of hydrogen risk containment. 展开更多
关键词 Hydrogen risk mitigation Pressurized water reactor hpr1000 Thermal hydraulic CONTHAC-3D
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HPR1000放射性集体剂量优化方案探讨
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作者 刘润生 《中国核电》 2023年第5期724-728,共5页
放射性集体剂量是核电厂接受WANO评估过程的重要指标。以“华龙一号”机组为例,探讨了在设计阶段降低机组运行工况下放射性集体剂量的方案,调研了其他核电厂的运行情况和降低放射性集体剂量的方案,以调研结果作为参考,探讨了设计阶段需... 放射性集体剂量是核电厂接受WANO评估过程的重要指标。以“华龙一号”机组为例,探讨了在设计阶段降低机组运行工况下放射性集体剂量的方案,调研了其他核电厂的运行情况和降低放射性集体剂量的方案,以调研结果作为参考,探讨了设计阶段需要考虑的改进建议及方案,以确保机组投运后的放射性集体剂量在较低水平。 展开更多
关键词 设计阶段 降低 集体剂量 改进建议
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HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析 被引量:3
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作者 蒋波 王雷 江易蔚 《科技视界》 2019年第25期78-79,共2页
堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似... 堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性,但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点,为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。 展开更多
关键词 堆芯测量 hpr1000 AP1000
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HPR1000堆芯装载50%MOX组件的燃料管理方案 被引量:3
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作者 刘国明 郭治鹏 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期49-55,共7页
针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃... 针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃料管理方案研究。通过与UO2堆芯的对比,分析了装载50%MOX组件堆芯的核特性。分析结果表明,两种50%堆芯装载MOX组件的燃料管理方案,其堆芯主要物理参数均满足核设计准则要求。 展开更多
关键词 hpr1000堆芯 MOX组件 燃料管理
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HPR1000给水加热器疏水回收系统仿真
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作者 谢政权 《核科学与技术》 2019年第2期56-64,共9页
HPR1000 (Hua-long Pressurized Reactor)是中核集团和中广核集团联合研发的先进压水堆,华龙一号(福清5/6号机组)作为国际首个HPR1000项目,其全范围模拟机基于CNPO的RINSIM2.0-Windows仿真平台开发。本文主要介绍了RINSIM 2.0平台下流... HPR1000 (Hua-long Pressurized Reactor)是中核集团和中广核集团联合研发的先进压水堆,华龙一号(福清5/6号机组)作为国际首个HPR1000项目,其全范围模拟机基于CNPO的RINSIM2.0-Windows仿真平台开发。本文主要介绍了RINSIM 2.0平台下流体网络的建模原理,并以HPR1000给水加热器疏水回收系统(TFR: Feed-water Heaters Drain Recovery System)为例,详细介绍了图形化建模工具、工艺系统建模及分系统测试过程。 展开更多
关键词 hpr1000 仿真 TFR RINSIM 2.0
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HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估 被引量:2
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作者 王辉 孙婧 +1 位作者 陈巧艳 石雪垚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期474-481,共8页
华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开... 华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。 展开更多
关键词 华龙一号 堆内熔融物滞留 非能动堆腔注水冷却系统
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“华龙一号”(HPR1000):中国新名片 被引量:5
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作者 邢继 李崇 +5 位作者 吴宇翔 胡宗文 刘倩雯 宿吉强 高力 张雪霜 《中国核电》 2017年第4期457-462,共6页
"华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预... "华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预防与缓解措施,满足三代核电厂的用户要求,在落实国家"一带一路"倡议中,是中国技术与装备迈出国门,走向国际舞台的新名片;在经济发展步入新常态的背景之下,以创新驱动发展,应用"互联网+"推动"集智创新",推动制造产业升级和供给侧改革,是创新发展的新名片;作为军民融合产业的代表,是助推我国建设成为核工业强国,支撑国家战略安全,实现军民深度融合的新名片。 展开更多
关键词 华龙一号 一带一路 互联网+ 供给侧改革 军民融合
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“华龙一号”(HPR1000):中国新名片 被引量:5
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作者 邢继 李崇 +5 位作者 吴宇翔 胡宗文 刘倩雯 宿吉强 高力 张雪霜 《中国核电》 2018年第1期15-20,共6页
"华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预... "华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预防与缓解措施,满足三代核电厂的用户要求,在落实国家"一带一路"倡议中,是中国技术与装备迈出国门,走向国际舞台的新名片;在经济发展步入新常态的背景之下,以创新驱动发展,应用"互联网+"推动"集智创新",推动制造产业升级和供给侧改革,是创新发展的新名片;作为军民融合产业的代表,是助推我国建设成为核工业强国,支撑国家战略安全,实现军民深度融合的新名片。 展开更多
关键词 华龙一号 一带一路 互联网+ 供给侧改革 军民融合
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海外“华龙一号”(HPR1000)核电厂电源切换装置的原理及应用 被引量:1
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作者 宋成洋 洪琪旭 +1 位作者 曹望刚 步祯祎 《电工技术》 2021年第19期179-181,共3页
通过对海外某华龙一号(HPR1000)厂用电接线方式和电源切换设计理念的介绍,分析了厂用电装置的切换和合闸的原理,并以核电站某次试验失败后事故工况下电源切换为例,对电源切换过程进行分析和验证,说明了核电厂事故工况下电源切换装置能... 通过对海外某华龙一号(HPR1000)厂用电接线方式和电源切换设计理念的介绍,分析了厂用电装置的切换和合闸的原理,并以核电站某次试验失败后事故工况下电源切换为例,对电源切换过程进行分析和验证,说明了核电厂事故工况下电源切换装置能可靠动作的原理,可对后续的核电机组调试提供借鉴。 展开更多
关键词 华龙一号 电源切换 厂用电
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华龙一号HPR1000核电机组的内部接口分析
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作者 万忠义 明艳 《集成电路应用》 2019年第4期121-122,共2页
介绍了华龙一号堆型核电站采用内部接口交换设计信息的必要性、内部接口控制手册的特点并提出编制、修改和交换遵循的原则:完整性、主动性、明确性、一致性、及时性和可执行性。通过建立严谨的质保体系、配备专门的管理团队、采用信息... 介绍了华龙一号堆型核电站采用内部接口交换设计信息的必要性、内部接口控制手册的特点并提出编制、修改和交换遵循的原则:完整性、主动性、明确性、一致性、及时性和可执行性。通过建立严谨的质保体系、配备专门的管理团队、采用信息化管理工具,形成先进的管理体系,才能保证内部设计接口交换的有序进行。为后期核电工程或核工程建设的内部专业设计信息交换的模式及管理提供了借鉴。 展开更多
关键词 华龙一号 内部接口 核电管理
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基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用 被引量:1
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作者 秦帅 李云召 +4 位作者 贺清明 白家赫 董文昌 曹良志 吴宏春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期21-27,共7页
基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了... 基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了组件均匀化少群常数产生功能,使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数,利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响,提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证,并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明,与设计值对比,临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数,计算精度符合工程计算的要求,为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。 展开更多
关键词 少群常数 NECP-MCX 蒙特卡罗 华龙一号(hpr1000)
原文传递
华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究
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作者 吴小飞 黄茂丽 +5 位作者 张林 聂常华 徐长哲 徐尧 卓文彬 李朋洲 《阀门》 2024年第2期169-173,共5页
作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得... 作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。 展开更多
关键词 华龙一号 安注系统 电动截止阀 可靠性试验
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某海外核电机组水下照明装置损坏情况分析
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作者 李基 《设备管理与维修》 2024年第3期69-71,共3页
针对某海外核电机组首次大修期间反馈的关于核用水下照明装置损坏率高及炸裂事件两个问题,分析、总结过程和原因,给出相应的处理措施,为其他使用或即将使用该型式水下照明装置的设计单位或业主提供建议,为后续此类问题的解决提供案例。
关键词 核用水下照明装置 hpr1000 卤钨灯
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华龙一号主管道电渣锭成分偏析控制
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作者 李连龙 曾杰 +5 位作者 路正平 王承 邓琴 杨先芝 邱斌 申贇 《大型铸锻件》 2024年第1期13-17,共5页
华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与... 华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与研究,阐述了大型单相电渣锭成分均匀性的控制方法,并取得了良好的效果。 展开更多
关键词 hpr1000 核电主管道 超低碳控氮奥氏体不锈钢 X2CrNiMo 18.12(CN) 成分均匀性
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基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究 被引量:2
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作者 陈国才 李峰 +2 位作者 汤华鹏 邱志方 邓坚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期93-98,共6页
为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,... 为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。 展开更多
关键词 系统工程 层次分析法(APH) 非能动余热排出系统(PRS) “华龙一号”核电机组(hpr1000)
原文传递
基于“全局-局部”搜索的核反应堆运行孪生反问题求解
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作者 龚禾林 洪历展 +6 位作者 赵文博 王江宇 廖鸿宽 李天涯 钟旻霄 李庆 陈长 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1424-1431,共8页
反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方... 反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方法依赖于初始参数的估计,其估计精度直接决定数字孪生的精度。为了提高运行孪生反问题求解精度和计算效率,本文提出了“全局-局部”搜索(GLS)的反问题求解方法。对基于华龙一号构建的反应堆运行孪生进行了测试,考察了观测量无噪声和有噪声时反问题求解的精度和计算效率。结果表明,此方法可为反应堆运行孪生提供实时准确的参数和物理场估计,为工程实践打下了基础。 展开更多
关键词 反应堆运行孪生 反问题 模型降阶 华龙一号
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磷酸三钠溶解速率研究
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作者 赵干 路长冬 +4 位作者 周文涛 纪文英 张新煜 崔旭阳 王德忠 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期154-160,共7页
磷酸三钠(TSP)是“华龙一号”核电厂(HPR1000)安全注入系统(RIS)中重要的pH缓冲剂,它能够通过降低水环境中氢离子的浓度,使得安全壳中气态碘的释放份额显著下降,对避免放射性核素泄漏,确保核电厂运行人员和周围环境的安全具有重要意义... 磷酸三钠(TSP)是“华龙一号”核电厂(HPR1000)安全注入系统(RIS)中重要的pH缓冲剂,它能够通过降低水环境中氢离子的浓度,使得安全壳中气态碘的释放份额显著下降,对避免放射性核素泄漏,确保核电厂运行人员和周围环境的安全具有重要意义。本研究为了探究磷酸三钠在水溶液中随温度、流量、有效接触面积等参数变化的溶解特性,搭建了高温密闭实验回路,模拟了TSP在安全壳内的多种溶解过程,并利用最小二乘法对实验数据进行回归分析,研究结果可以为“华龙一号”的设计计算和安全分析提供重要参考。 展开更多
关键词 磷酸三钠 “华龙一号” 溶解特性
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“华龙一号”一至三回路匹配仿真验证研究
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作者 金鑫 王鑫 +4 位作者 徐教珅 秦戈 王鹏飞 李东原 李蒙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期491-499,共9页
为开展“华龙一号”核电机组一至三回路匹配性的一体化仿真验证,对机组现实状态和性能进行精确评估,本研究基于RELAP5/Simulink软件搭建仿真平台,针对防城港3号机组“华龙一号”示范项目建立核电厂高精度一至三回路集成模型,并对部分典... 为开展“华龙一号”核电机组一至三回路匹配性的一体化仿真验证,对机组现实状态和性能进行精确评估,本研究基于RELAP5/Simulink软件搭建仿真平台,针对防城港3号机组“华龙一号”示范项目建立核电厂高精度一至三回路集成模型,并对部分典型瞬态工况开展仿真分析。结果验证了“华龙一号”机组控制系统在上述工况下的安全性、可靠性和控制性能,也表明了RELAP5/Simulink软件耦合技术方案的可行性。 展开更多
关键词 “华龙一号” 一二三回路匹配 仿真验证
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华龙一号堆芯在线监测系统的设计与实现
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作者 张香菊 蔡利 +6 位作者 王军令 杨梦怡 罗世杰 卢皓亮 彭思涛 厉井钢 王婷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1406-1412,共7页
不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(SPND)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于SPND的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出... 不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(SPND)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于SPND的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出了一种新型SPND信号处理方法,这种方法不仅解决了传统设计软件无法进行高精度SPND电流计算的缺陷,而且还能对测量的SPND进行高精度信号处理,并基于此建立了一种高精度的堆芯三维功率重构方法。随后,描述了基于这套理论模型设计出的华龙一号堆芯在线监测系统SOPHORA,并详细说明了其不确定度分析方法。不确定度分析结果表明,该系统的各项关键参数的精度可以满足高精度堆芯监测的需要。最后,为了确认该系统的性能,对比分析了华龙一号首堆在启堆过程中的测量与理论预测SPND电流的偏差和组件功率分布的偏差。结果显示,该偏差远小于启动物理试验的规程要求。不确定度分析结果和启堆过程中组件功率偏差分析结果的双重验证表明,SOPHORA实现了高精度堆芯监测,其使用的SPND信号处理及堆芯三维功率重构方法具有显著的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 华龙一号 SPND 堆芯在线监测系统 SOPHORA
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华龙一号持续改进与压水堆核电技术展望
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作者 邢继 徐思敏 +2 位作者 袁媛 李鸣谦 徐国飞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期362-368,共7页
在以人工智能技术应用等为代表的新一轮工业革命蓬勃发展的背景下,为实现“双碳”目标与新能源技术发展相互促进,国家制定了民用核能“积极、安全、有序”的发展策略。作为成熟可靠的核能技术,压水堆在今后相当长的阶段仍具有广阔发展前... 在以人工智能技术应用等为代表的新一轮工业革命蓬勃发展的背景下,为实现“双碳”目标与新能源技术发展相互促进,国家制定了民用核能“积极、安全、有序”的发展策略。作为成熟可靠的核能技术,压水堆在今后相当长的阶段仍具有广阔发展前景,但也面临着诸多问题与挑战。本文通过介绍我国自主研发的第三代压水堆核电技术-华龙一号的技术特征与持续改进情况,分析了压水堆技术在安全性、经济性等方面面临的挑战,并结合人工智能技术的发展现状与在核电领域的应用实践,展望人工智能技术在压水堆技术领域的未来发展。 展开更多
关键词 华龙一号 压水堆技术 人工智能技术 展望
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