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Systematic Approach to Training for Design of Nuclear Power Plant Decommissioning Training in South Korea
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作者 JeongKeunKwak 《Journal of Physical Science and Application》 2016年第5期14-20,共7页
In 1979, unavailability of MFWS (Main Feedwater System) in TMI (Three Mile Island) Unit-2 happened in the United States. To make it worse, due to malfunction of Isolation Control Valves in AFWS (Auxiliary Feedwat... In 1979, unavailability of MFWS (Main Feedwater System) in TMI (Three Mile Island) Unit-2 happened in the United States. To make it worse, due to malfunction of Isolation Control Valves in AFWS (Auxiliary Feedwater System), the supply of cooling water to SGs (Steam Generators) was delayed approximately 8 minutes compared to AOP (Abnormal Operating Procedure). In the long run, on account of deferred heat sink provision to SGs, the reactor core was melted partially. It was the first critical accident in the US commercial NPP (Nuclear Power Plant) history. Hence, after TMI Accident, US NRC (Nuclear Regulatory Committee) suggested more than one hundred alternatives to improve safety and reliability of NPP. Among these countermeasures, one proposal was related to training area. It was SAT (Systematic Approach to Training) methodology. Therefore, the goal of SAT is the enhancement of NPP stability through training point of view. Since the appearance of SAT in the nuclear industry, it has acquired the unwavering position in the US NPP training field. Meanwhile, significance of NPP decommissioning has been soared up in South Korea since the announcement of Kori Unit-1 decommissioning decision. According to the proclaimed plan from Korean government, Kori Unit-1 is scheduled to be decommissioned from June, 2017. Under this circumstance, nurturing sufficient number of NPP decommissioning engineers is one of the most urgent issues in South Korean nuclear industry. Hence, to elevate efficiency and consistency of training quality, SAT methodology can be a reliable solution for the training of decommissioning engineers. For this reason, the present study aims to design SAT based NPP decommissioning engineer training in South Korea. 展开更多
关键词 Systematic Approach to Training nuclear power plant DECOMMISSIONING US nuclear regulatory committee three mile island Unit-2.
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热核聚变发电厂储能系统运行模式研究
2
作者 林燕 李斌 +2 位作者 罗浩东 向魁 朱光涛 《南方能源建设》 2024年第3期110-116,共7页
[目的]核聚变作为一种新型核能利用形式,其清洁绿色特性被视为人类未来的“终极能源”,也是我国在能源发展道路上的必经之路。在热核聚变发电厂中,中国聚变工程实验堆(CFETR)聚变反应堆具有一定周期性、脉冲式的输出特性,而汽轮发电机... [目的]核聚变作为一种新型核能利用形式,其清洁绿色特性被视为人类未来的“终极能源”,也是我国在能源发展道路上的必经之路。在热核聚变发电厂中,中国聚变工程实验堆(CFETR)聚变反应堆具有一定周期性、脉冲式的输出特性,而汽轮发电机组的运行是稳定、连续的,因此核岛和常规岛之间需配有储能岛以进行储能缓冲;为实现其储能缓冲的功能,储能系统需选择合适的运行模式。[方法]核岛与常规岛耦合运行或解耦运行,对应着储能系统不同的运行模式;文章基于CFETR核岛侧的功率输出特性,从系统配置、设备选型和运行控制等方面对储能系统运行模式的不同方案进行分析和对比。[结果]研究结果表明,核岛与常规岛的解耦运行模式在常规岛发电效率、设备设计技术成熟性和机组运行控制上都更具优势,因此推荐热核聚变发电厂储能系统采用解耦运行模式。[结论]储能系统解耦的运行模式方案大都采用成熟技术,可进行规模化的商业应用,因此可为实现热核聚变发电厂的商业化设计提供支撑。 展开更多
关键词 核聚变 核电厂 储能 运行模式 常规岛
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核电厂常规岛射线探伤对蒸汽厂房的辐射影响
3
作者 周勋 《自动化应用》 2024年第9期45-46,51,共3页
由于核电站常规岛厂房设计的特殊性,地面以上厂房的大部分外墙由钢板搭建,加上厂房内管道和设备布置复杂,因此,射线探伤对蒸汽厂房区域的辐射影响较复杂。分析常规岛射线探伤对蒸汽厂房的影响,并提出了防护对策。
关键词 核电站 常规岛 射线探伤 辐射影响
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核岛结构温度效应分析方法讨论和建议
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作者 张涛 周艳兵 +2 位作者 吕锦权 贾建英 董占发 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1372-1378,共7页
核电厂核岛厂房结构设计需要考虑正常运行以及事故工况下的温度作用。不同于其他类型的荷载,温度作用产生的效应会因为材料弹性模量变化、截面开裂等原因得到释放。温度作用计算方法包括简化公式法、非线性有限元分析法、折减系数法等... 核电厂核岛厂房结构设计需要考虑正常运行以及事故工况下的温度作用。不同于其他类型的荷载,温度作用产生的效应会因为材料弹性模量变化、截面开裂等原因得到释放。温度作用计算方法包括简化公式法、非线性有限元分析法、折减系数法等。本文针对国际主流核电厂设计规范中提到的温度作用计算方法进行了探讨,通过算例对不同方法进行了对比分析,并给出了工程应用建议,内容可供从事核电厂结构分析的科研和设计人员参考。 展开更多
关键词 核电厂 核岛结构 温度效应
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第三代核电机组核岛电缆工程量分布特性研究
5
作者 马向春 徐良 《建筑经济》 北大核心 2023年第S02期239-241,共3页
以国内某具有完全自主知识产权的第三代核电机型核岛电缆工程量数据为基础,从电缆规格、鉴定等级等角度分析核岛电缆的分布特性,同时结合某核电项目概算情况对其造价趋势作进一步的对比分析,为后续项目的可研及初设等阶段工程造价测算... 以国内某具有完全自主知识产权的第三代核电机型核岛电缆工程量数据为基础,从电缆规格、鉴定等级等角度分析核岛电缆的分布特性,同时结合某核电项目概算情况对其造价趋势作进一步的对比分析,为后续项目的可研及初设等阶段工程造价测算提供依据,并为后续机型研发设计提供经济性指引。 展开更多
关键词 第三代核电机组 核岛电缆 分布特性 经济性
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核电厂常规岛后备监控技术研究
6
作者 李力 《科技和产业》 2023年第9期198-203,共6页
对核电厂数字化仪控系统进行失效模式和影响分析,提出核电厂数字化仪控系统的两种故障模式:“DCS人机接口全部丧失”和“DCS控制层故障”。通过对机组稳定运行所需的监控信息进行分析,以及机组在发生参数异常后的安全停机需求进行分析,... 对核电厂数字化仪控系统进行失效模式和影响分析,提出核电厂数字化仪控系统的两种故障模式:“DCS人机接口全部丧失”和“DCS控制层故障”。通过对机组稳定运行所需的监控信息进行分析,以及机组在发生参数异常后的安全停机需求进行分析,首次提出基于数显仪表、报警灯和操作开关一体化的后备监控理念,研发一种常规岛后备监控盘。常规岛后备监控盘上数显仪表和报警灯的数量和种类满足在“DCS人机接口全部丧失”情况下机组在限定时间内稳定运行监视要求。常规岛后备监控盘上的操作开关数量和种类满足在“DCS人机接口全部丧失”和“DCS控制层故障”情况下机组安全停机要求。核电机组通过配备独立于DCS的常规岛后备监控盘,满足在全部失去电站计算机信息和控制系统时维持核电机组在一定时间内安全运行并能够将核电机组带入安全停堆停机状态,实现了核电机组仪控平台的多样性,防止在一套平台内部出现共因故障而丧失监控功能。 展开更多
关键词 核电厂 常规岛 后备监控 分布式控制系统(DCS) 失效模式和影响分析(FMEA) 数显仪表 报警灯 操作开关
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核电厂常规岛关键系统疏水逻辑优化改造的策划与实施
7
作者 郭鹏飞 《仪器仪表用户》 2023年第9期80-85,共6页
秦山第二核电厂高压加热器系统(AHP)、汽水分离再热器系统(GSS)、低压加热器系统(ABP)疏水和解列逻辑原先均由单一设备控制,因误动或故障造成的机组瞬态风险较高,不利于机组稳定运行。为降低因设备误动或故障导致的机组瞬态风险,秦二厂... 秦山第二核电厂高压加热器系统(AHP)、汽水分离再热器系统(GSS)、低压加热器系统(ABP)疏水和解列逻辑原先均由单一设备控制,因误动或故障造成的机组瞬态风险较高,不利于机组稳定运行。为降低因设备误动或故障导致的机组瞬态风险,秦二厂对AHP、GSS、ABP系统疏水和高加解列开展逻辑优化,基于Hollias平台提供的多种算法,对AHP解列逻辑和各系统疏水逻辑的上游输入信号分别做三取二、中选和次高选输出,从而降低单一信号故障引起的控制风险。技术改造完成后,测试疏水逻辑均能按照设计正常触发开启对应疏水阀门,单个液位开关动作时无法触发高加解列,符合设计要求。 展开更多
关键词 疏水逻辑 常规岛 核电厂
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钢筋笼施工技术在核岛墙体中的应用
8
作者 刘敏 刘振文 +1 位作者 朱亚阁 叶振东 《工程技术研究》 2023年第15期88-90,共3页
我国核电正处于快速发展时期,模块化建造技术是未来核电的发展方向之一,钢筋笼模块化施工技术在民用建筑中已有成熟应用和实践,但将钢筋笼用于核电项目墙体尚属首次。文章以某核电站中核岛墙体L为例,从钢筋加工、吊梁制作、支撑工装及... 我国核电正处于快速发展时期,模块化建造技术是未来核电的发展方向之一,钢筋笼模块化施工技术在民用建筑中已有成熟应用和实践,但将钢筋笼用于核电项目墙体尚属首次。文章以某核电站中核岛墙体L为例,从钢筋加工、吊梁制作、支撑工装及限位工装制作、钢筋笼预制、吊装等方面详细阐述了钢筋笼施工技术。该技术的应用使墙体L钢筋绑扎工期缩短了3 d,节省了0.5万元,安全风险显著降低,对今后同类型工程施工具有重要的技术参考价值。 展开更多
关键词 核电站 钢筋笼施工技术 核岛墙体
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日本福岛核电站事故对安全科学的启示 被引量:21
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作者 张力 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2011年第4期3-6,共4页
日本福岛核电站事故是继三哩岛和切尔诺贝利事故之后又一次世界上的重大核事故。事故的原因和后果虽尚无定论,但在核工业界和学术界已经引起不同层次的种种反思。一方面,从安全科学的角度,分析福岛核事故所暴露出安全科学理论方法存在... 日本福岛核电站事故是继三哩岛和切尔诺贝利事故之后又一次世界上的重大核事故。事故的原因和后果虽尚无定论,但在核工业界和学术界已经引起不同层次的种种反思。一方面,从安全科学的角度,分析福岛核事故所暴露出安全科学理论方法存在的诸多问题,主要包括:系统安全分析与评价方法的有效性不足,安全纵深防御体系和机制存在缺陷,安全系统、安全设施设计的理念落后于自然界演变和发展的速度及规律,对小概率事件缺乏深刻认识,安全文化的有效性等。另一方面,通过分析三哩岛和切尔诺贝利事故,表明福岛核事故也将成为安全科学理论方法进一步发展和完善的契机。 展开更多
关键词 福岛核电站 三哩岛核电站 切尔诺贝利核电站 安全科学 系统安全分析 纵深防御 安全文化
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核电站常规岛蒸汽/给水回路用WB36CN1无缝钢管的研制 被引量:5
10
作者 郭元蓉 吴红 +1 位作者 胡茂会 胡铂 《钢管》 CAS 2010年第4期31-35,共5页
随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电... 随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电领域的应用价值。 展开更多
关键词 核电站常规岛 核电用管 WB36CN1无缝钢管 产品特点 生产工艺
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核电厂常规岛汽轮机房通风系统设计模拟 被引量:8
11
作者 孙文龙 黄挺 《暖通空调》 北大核心 2013年第4期44-48,共5页
介绍了该汽轮机房的工程概况、通风量的计算及主要发热设备的布置。根据屋顶通风机位置和风量的不同设计了7种工况,采用CFD软件对其室内热环境进行了模拟。基于对模拟结果的分析评价,提出了增设诱导风机和新风机的优化方案,模拟结果表... 介绍了该汽轮机房的工程概况、通风量的计算及主要发热设备的布置。根据屋顶通风机位置和风量的不同设计了7种工况,采用CFD软件对其室内热环境进行了模拟。基于对模拟结果的分析评价,提出了增设诱导风机和新风机的优化方案,模拟结果表明厂房内的温度达到设计要求。 展开更多
关键词 核电厂 常规岛 汽轮机房 通风系统 CFD
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核电站模拟器在三里岛事件后的新要求和新发展 被引量:3
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作者 张源芳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第6期29-35,共7页
本文介绍了美国三里岛事件后核电站控制室设备的改进对核电站模拟器的新要求、模拟器本身在三里岛事件中所暴露的不足及随后模拟软件的新发展,也简略地介绍了目前模拟器在世界范围的发展动向。
关键词 核电站 模拟器 模拟软件
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岛屿地形下的核电厂护岸防洪设计研究 被引量:1
13
作者 张俊 夏悟民 +2 位作者 白帆 吕志锋 吕迎雪 《海岸工程》 2019年第2期85-95,共11页
对国内第一个岛屿地形下核电厂的护岸防洪设计进行了研究,提出直立式护岸结构方案以满足核电厂防洪和避让毗邻海岛的要求。在波浪数值模拟计算结果基础上,开展了波浪整体物理模型试验、波浪局部整体物理模型试验和波浪断面物理模型试验... 对国内第一个岛屿地形下核电厂的护岸防洪设计进行了研究,提出直立式护岸结构方案以满足核电厂防洪和避让毗邻海岛的要求。在波浪数值模拟计算结果基础上,开展了波浪整体物理模型试验、波浪局部整体物理模型试验和波浪断面物理模型试验,对护岸的越浪量和结构稳定性进行了优化验证。研究结果表明,岛屿地形下,波浪破碎和波能集中导致护岸堤身坡脚处波高增大,须加高挡浪墙和优化挡浪墙结构型式;在相同的越浪量标准下,采用直立堤结构相对斜坡堤结构对应的护岸挡浪墙的高程须明显加高;利用部分海岛地形斜坡高地作为厂区护岸一部分时,原状海岛地形斜坡高地处的波浪爬高效应明显,须加高邻近护岸挡浪墙的高程。 展开更多
关键词 岛屿地形 核电厂 护岸 防洪设计 越浪量 结构稳定性
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核电厂沉积岩岩基激振试验研究 被引量:1
14
作者 李勇 郑文棠 《震灾防御技术》 2011年第1期69-76,共8页
岩基是核电厂Ⅰ、Ⅱ类物项的承载基础,其动力参数取值对核电厂抗震设计意义重大。目前,我国核电站岩基以块状火成岩为主,其动力参数取值和试验成果较少,而有关层状岩体结构的核电站沉积岩岩基动力参数取值和试验研究则未见报道。本文以... 岩基是核电厂Ⅰ、Ⅱ类物项的承载基础,其动力参数取值对核电厂抗震设计意义重大。目前,我国核电站岩基以块状火成岩为主,其动力参数取值和试验成果较少,而有关层状岩体结构的核电站沉积岩岩基动力参数取值和试验研究则未见报道。本文以我国首个以沉积岩为岩基的核电厂为例,基于振动基本理论,设计了自由振动和强迫振动激振实验,并对比了垂直层理水平方向和沿层理水平方向的激振试验结果,旨在获得首个沉积岩核岛岩基的岩基阻尼比、抗剪刚度和抗弯刚度等动力参数,以期为类似工程提供设计依据。试验表明:由自由振动和强迫振动获得的某核电站呈层状岩体结构的沉积岩核岛岩基动力参数相近,岩基抗压刚度系数为21.40—28.83MN/m3;岩基抗剪刚度系数为15.44—22.68MN/m3;岩基抗弯刚度系数为44.24—60.72MN/m3;岩基竖直向阻尼比为7.34%—7.68%;岩基水平回转向第一振型阻尼比为7.43%—7.44%;垂直层理水平方向和沿层理水平方向试验成果的各向异性指数为0.9%—7.5%;动力参数呈弱各向异性。试验结果首次给出了该核电站沉积岩岩基的动力参数取值范围,对具有相似岩基的核电厂抗震设计有较好的工程参考价值。 展开更多
关键词 核电厂 沉积岩 核岛岩基 激振试验 阻尼比
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百万千瓦级压水堆核电站成套施工技术开发与应用 被引量:1
15
作者 王开华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期426-431,共6页
文章对核电站核岛在土建施工中的特种混凝土配制与施工、双层安全壳施工、钢衬里制造与安装、预应力施工作了详细介绍。对反应堆压力容器的安装、堆内构件的安装、特种焊接技术等也作了系统描述。并将成果与国内外进行了比较,说明其推... 文章对核电站核岛在土建施工中的特种混凝土配制与施工、双层安全壳施工、钢衬里制造与安装、预应力施工作了详细介绍。对反应堆压力容器的安装、堆内构件的安装、特种焊接技术等也作了系统描述。并将成果与国内外进行了比较,说明其推广应用价值。 展开更多
关键词 核电站 核岛 土建安装 推广应用
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核电厂常规岛消防灭火系统设计的几点建议 被引量:2
16
作者 王明才 毛卫兵 郑民发 《南方能源建设》 2016年第3期63-65,62,共4页
为满足消防灭火系统安全运行、便于维护,对常规岛厂房内消防系统设计中存在的问题提出了几点改进建议。根据消防系统运行维护手册结合现行消防系统设计规范和运行人员反馈,对核电厂常规岛厂房内各消防灭火系统进行梳理。提出了消防水分... 为满足消防灭火系统安全运行、便于维护,对常规岛厂房内消防系统设计中存在的问题提出了几点改进建议。根据消防系统运行维护手册结合现行消防系统设计规范和运行人员反馈,对核电厂常规岛厂房内各消防灭火系统进行梳理。提出了消防水分配系统中疏水阀和排气阀设置建议;提出了常规岛自喷水灭火系统水流指示器和闭式喷头布置注意事项;提出了励磁机灭火系统的设计原则;提出了消防系统阀门布置建议;提出了消防排水系统优化设计建议。改进后的消防灭火系统,便于运行维护,可供核电厂常规岛消防设计人员参考。 展开更多
关键词 核电厂 常规岛 消防设计
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岭澳核电二期常规岛主厂房抗震设计
17
作者 周玉 周雷靖 彭雪平 《武汉大学学报(工学版)》 CAS CSCD 北大核心 2007年第S1期-,共5页
岭澳核电二期常规岛主厂房具有一般火力发电厂主厂房结构特点,同时常规岛厂房一端山墙结构还与核安全有关.针对常规岛这种建筑结构的特殊性,本文在常规岛结构设计中采用基于性能的抗震设计方法,可供电厂主厂房抗震设计参考.
关键词 核电厂 常规岛 主厂房 基于性能的抗震设计
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压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点——大型锻件 被引量:3
18
作者 张敬才 《中国核电》 2009年第1期38-41,共4页
以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象,分析了其重要性、供需、成熟性,以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验,力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法,加速提升国产大型锻件的供货能力。
关键词 核电厂 核岛主设备 大型锻件
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考虑核电接入的大电网严重故障下孤网高频问题及协调控制措施 被引量:6
19
作者 王梦 丁剑 +5 位作者 吴国旸 宋云亭 任率兵 杨晓东 林毅 胡臻达 《电力自动化设备》 EI CSCD 北大核心 2015年第12期101-107,共7页
针对含核电机组的孤网高频问题,提出了核电机组与常规机组涉频保护间的协调控制策略。基于PSD-FDS全过程动态仿真程序中的压水堆核电模型以及超速保护控制(OPC)模型,研究了严重连锁故障下,核电机组与电网的动态特性,着重分析了机组超速... 针对含核电机组的孤网高频问题,提出了核电机组与常规机组涉频保护间的协调控制策略。基于PSD-FDS全过程动态仿真程序中的压水堆核电模型以及超速保护控制(OPC)模型,研究了严重连锁故障下,核电机组与电网的动态特性,着重分析了机组超速保护、高频保护与电网高频切机的动作特性、相互影响以及协调配合情况,并提出了改进的协调控制策略。结合实际电网算例,验证了所提出的协调控制策略,为核电机组涉频保护定值、机网协调优化及所接入电网的安全稳定运行等提供了参考。 展开更多
关键词 核能 压水堆核电机组 孤网运行 高频保护 超速保护 协调策略
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某核岛地基沉降分析与计算
20
作者 郑文棠 程小久 《南方能源建设》 2015年第4期116-122,127,共8页
以某核岛地基沉降为例,介绍了核岛沉降计算所依据的核电标准、数值模型、参数取值、计算方法和评价标准,计算表明:地基在卸载和再加载条件下的非线性、地基岩土力学特性的空间变异性、地基地下水位变化的影响以及地基岩土力学参数因开... 以某核岛地基沉降为例,介绍了核岛沉降计算所依据的核电标准、数值模型、参数取值、计算方法和评价标准,计算表明:地基在卸载和再加载条件下的非线性、地基岩土力学特性的空间变异性、地基地下水位变化的影响以及地基岩土力学参数因开挖、排水和回填而受扰动的几何尺寸和蠕变效应是核岛区地基沉降的影响因素,采用三维有限元法预测的地基沉降值与实际监测资料规律一致,可供类似工程参考。 展开更多
关键词 核电厂 核岛地基 三维地质模型 沉降计算
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