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Development and Application of Maintenance Template in Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant 被引量:2
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作者 张圣 陈宇 +1 位作者 曹智鹏 莫春铌 《Journal of Donghua University(English Edition)》 EI CAS 2015年第1期162-165,共4页
Good practices of maintenance optimization in nuclear power field need to be effectively consolidated and inherited,and maintenance optimization can provide technology support to create a long-term reliable and econom... Good practices of maintenance optimization in nuclear power field need to be effectively consolidated and inherited,and maintenance optimization can provide technology support to create a long-term reliable and economic operation for nuclear power plants( NPPs) especially for a large number of nuclear powers under construction. Based on the development and application of maintenance template in developed countries,and combining with reliability-centered maintenance( RCM) analysis results and maintenance experience data over the past ten years in domestic NPPs, the development process of maintenance template was presented for Chinese pressurized water reactor( PWR) NPP,and the application of maintenance template to maintenance program development and maintenance optimization combined with cases were demonstrated. A shortcut was provided for improving the efficiency of maintenance optimization in domestic PWR NPP,and help to realize a safe,reliable,and economic operation for domestic NPPs. 展开更多
关键词 pressurized water reactor(pwr) nuclear power plant maintenance template maintenance program maintenance optimization
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西门子900MW级燃煤电厂模块化设计
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作者 詹华忠 王小平 《国际电力》 2003年第3期21-26,共6页
概述西门子VarioplantR系列模块化设计技术的思路与特点,系统介绍VarioplantR900,即西门子900MW级燃煤电厂模块设计的具体内容,涉及VarioplantR900电厂布置、模块化结构、应用软件、可靠性与技术经济性及其与维护和冗余配置的关系等问... 概述西门子VarioplantR系列模块化设计技术的思路与特点,系统介绍VarioplantR900,即西门子900MW级燃煤电厂模块设计的具体内容,涉及VarioplantR900电厂布置、模块化结构、应用软件、可靠性与技术经济性及其与维护和冗余配置的关系等问题。还包括西门子VarioplantR900的应用业绩和对大型超临界燃煤机组发展的展望。 展开更多
关键词 900mw级燃煤电厂 模块化设计 Varioplant900 西门子公司发电集团 电力市场
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Proposal of a Deuterium-Deuterium Fusion/PWR Fission Hybrid Reactor
3
作者 Patrick Lindecker 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第4期190-233,共44页
This article proposes to associate a Deuterium-Deuterium (D-D) fusion reactor with a PWR (fission Pressurized Water Reactor) in a hybrid reactor. Even if the mechanical gain (Q factor) of the D-D fusion reactor is bel... This article proposes to associate a Deuterium-Deuterium (D-D) fusion reactor with a PWR (fission Pressurized Water Reactor) in a hybrid reactor. Even if the mechanical gain (Q factor) of the D-D fusion reactor is below the unity and consequently consumes more energy than it supplies, due to the high energy amplification factor of the PWR fission reactor, the global yield is widely superior to 1. As the energy supplied by the fusion reactor is relatively low and as the neutrons supplied are mainly issued from D-D fusions (at 2.45 MeV), the problems of heat flux and neutrons damage connected with materials, as with D-T fusion reactors are reduced. Of course, there is no need to produce Tritium with this D-D fusion reactor. This type of reactor is able to incinerate any mixture of natural Uranium, natural Thorium and depleted Uranium (waste issued from enrichment plants), with natural Thorium being the best choice. No enriched fuel is needed. So, this type of reactor could constitute a source of energy for several thousands of years because it is about 90 more efficient than a standard fission reactor, such as a PWR or a Candu one, by extracting almost completely the energy from the fertile materials U238 and Th232. For the fission part, PWR technology is mature. For the fusion part, it is based on a reasonable hypothesis done on present Stellarators projects. The working of this reactor is continuous, 24 hours a day. In this paper, it will be targeted a reactor able to provide net electric power of about 1400 MWe, as a big fission power plant. 展开更多
关键词 Fusion Reactor Fission Reactor Hybrid Reactor nuclear Energy Deuterium-Deuterium Reactor DEUTERIUM Colliding Beams Racetrack STELLARATOR power plant pwr
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压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发
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作者 沈睿 刘畅 +1 位作者 唐力晨 王秉熙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期151-159,共9页
对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此... 对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 SA-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型
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自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计 被引量:2
5
作者 张富源 张森如 +3 位作者 夏祥贵 闵元佑 曾曦 王明利 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期25-29,共5页
本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。
关键词 压水堆核电站 1000mw 核蒸汽供应系统 概念设计
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关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究 被引量:2
6
作者 谢仲生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期56-62,共7页
阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对... 阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究PWR的乏燃料在CNADU堆中应用及形成PWR/CANDU联合燃料循环的可行性 ,以提高燃耗深度 ,增加能量输出 ,降低发电成本。 展开更多
关键词 pwr 燃料管理 核电厂 CANDU堆 燃料循环
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PWR机组二回路热力系统循环函数法理论的研究 被引量:6
7
作者 褚鹏举 葛斌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2004年第3期206-209,共4页
该文针对压水堆核电机组二回路再热系统的特点,将循环函数法加热单元的划分原理进行推广,划分出二回路热力系统主循环、再热蒸汽循环以及其他循环,从而推导出一套便于理解、计算简捷的二回路系统热力计算数学模型。在此基础上得到整个... 该文针对压水堆核电机组二回路再热系统的特点,将循环函数法加热单元的划分原理进行推广,划分出二回路热力系统主循环、再热蒸汽循环以及其他循环,从而推导出一套便于理解、计算简捷的二回路系统热力计算数学模型。在此基础上得到整个二回路热力系统的 “系统凝汽系数”,可以方便地用来分析二回路系统的热经济性。通过实例计算,验证了所提数学模型的准确性和通用性。 展开更多
关键词 电厂 热力系统 循环函数法理论 pwr 机组 二回路 数学模型
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秦山300MW核电机组全范围仿真机的实时仿真 被引量:5
8
作者 葛斌 王世煜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期99-103,共5页
介绍了我国秦山300MW 核电机组全范围仿真机的研制、软硬件配置、模型软件、功能及特点。该仿真机集中了核物理、热工水力、自动化、计算机、图象技术等多学科多领域的最新成果,实现了压水堆核电机组全范围的实时仿真。该仿真机已成功... 介绍了我国秦山300MW 核电机组全范围仿真机的研制、软硬件配置、模型软件、功能及特点。该仿真机集中了核物理、热工水力、自动化、计算机、图象技术等多学科多领域的最新成果,实现了压水堆核电机组全范围的实时仿真。该仿真机已成功地用于操作员培训,并将对新的核电机组设计产生影响。 展开更多
关键词 核电站 压水堆 仿真机 功能 实时仿真
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AP1000核电站1250MW机组循环水系统优化运行研究 被引量:5
9
作者 邵树峰 《热力发电》 CAS 北大核心 2010年第11期65-68,共4页
凝汽器真空是影响机组出力的主要因素之一,它主要取决于凝汽器与循环水的参数。在不同循环水进口温度条件下,合理改变循环水流量是维持凝汽器真空的有效办法。对于循环水流量不连续变化的循环水系统,确定其在机组不同负荷和循环水进口... 凝汽器真空是影响机组出力的主要因素之一,它主要取决于凝汽器与循环水的参数。在不同循环水进口温度条件下,合理改变循环水流量是维持凝汽器真空的有效办法。对于循环水流量不连续变化的循环水系统,确定其在机组不同负荷和循环水进口温度下最经济的循环水泵编组运行方式,对电厂的经济运行具有重要意义。针对国内AP1000核电机组,结合该机组热力系统的特殊性,以变工况计算为基础,依据循环水系统优化数学模型,确定了在机组不同负荷和循环水进口温度下循环水系统的最佳运行方式,为机组优化运行提供了依据。 展开更多
关键词 AP1000核电站 1250mw 循环水系统 热力系统 运行优化
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1000MW压水堆核电机组二回路热力系统的经济性分析 被引量:2
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作者 潘诚 李鹏飞 《热力发电》 CAS 北大核心 2011年第8期22-24,29,共4页
发展核电是降低CO2排放的重要途径之一,到2020年我国核电运行装机容量将达到40 000 MW。对某1 000 MW压水堆核电机组二回路热力系统建立了数学模型,并进行了热经济性分析。结果表明,该机组的热效率为35.53%,汽耗率为5.068 kg/(kW.h)。
关键词 核电站 1000mw机组 压水堆 二回路 热力系统 热经济性
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320 MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析 被引量:2
11
作者 黄秋兰 王盟 +2 位作者 严舟 胡海平 刘全友 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期101-105,共5页
应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 ... 应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。 展开更多
关键词 MAAP5 320 mw核电机组 高压熔堆事故 安全壳 完整性
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600MW核电数据库 被引量:1
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作者 曹瑞鼎 陈国荣 +1 位作者 陈险峰 张奕姝 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第6期508-514,共7页
600MW核电数据库由核电站数据库、核电站厂址库和核电设备库组成。用ORACLE6.0完成。其中录入了工程设计单位和个人积累的核电技术资料、数据和图纸。可供设计人员参考。
关键词 核电站 数据库 厂址 核电设备
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1000 MW核电汽轮机控制和保护系统国产化研究 被引量:1
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作者 许洪伟 彭运洪 +3 位作者 逄魁健 罗杰 高景斌 邓喜刚 《热力透平》 2022年第3期225-229,共5页
介绍了一种适用于上汽厂1000 MW等级核电汽轮机的国产控制和保护系统,阐述了上汽厂1000 MW等级核电汽轮机的控制要求和控制理念。利用国产控制系统品牌搭建了完整的汽轮机控制和保护系统并进行了测试。测试结果验证了国产化系统能够满... 介绍了一种适用于上汽厂1000 MW等级核电汽轮机的国产控制和保护系统,阐述了上汽厂1000 MW等级核电汽轮机的控制要求和控制理念。利用国产控制系统品牌搭建了完整的汽轮机控制和保护系统并进行了测试。测试结果验证了国产化系统能够满足上汽厂1000 MW等级核电汽轮机的控制保护要求。所述内容可为其他机型汽轮机控制和保护系统的开发提供借鉴。 展开更多
关键词 核电汽轮机 控制和保护系统 1000 mw等级 国产化
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2×600MW压水堆核电厂的上网电价计算与分析 被引量:2
14
作者 彭士禄 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第2期97-106,共10页
本文提出了压水堆核电厂上网电价方程,并对2×600MW核电机组的固定投资、年利息率和资金回收期假定了几种不同数值,在此基础上进行了上网电价计算。经过分析得出上网电价为20—25分人民币/KW·h情况下的固定投资、年利息率和资... 本文提出了压水堆核电厂上网电价方程,并对2×600MW核电机组的固定投资、年利息率和资金回收期假定了几种不同数值,在此基础上进行了上网电价计算。经过分析得出上网电价为20—25分人民币/KW·h情况下的固定投资、年利息率和资金回收期的控制值。 展开更多
关键词 上网电价 核电站 压水型堆 电价
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Efficiency Upgrade in PWRs
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作者 Morteza Gharib Abdolazim Yaghooti Majid Oloomi Buygi 《Energy and Power Engineering》 2011年第4期533-536,共4页
Most of the light water reactor power plants now operating or under construction use pressurized-water reactor (PWR). They are suffering of relatively low thermal efficiency which is around 33%. This would not only ha... Most of the light water reactor power plants now operating or under construction use pressurized-water reactor (PWR). They are suffering of relatively low thermal efficiency which is around 33%. This would not only have a negative impact economically but also incurs environmental burden in terms of thermal pollution. In this paper, nuclear steam supply system of a typical PWR has been taken into consideration using 1000 MWe Bushehr nuclear power plant (BNPP) data. It is shown thermal efficiency could conceivably be increased by superheating live steam with natural gas up to around 40%, competing with similar fossil-fueled power plants. It is further shown that fuel cost (natural gas) as low as 0.12 Cent/MWe, extra power generated is feasible. 展开更多
关键词 UPGRADE EFFICIENCY nuclear power plant pwr
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秦山核电厂PWR物理启动数据管理程序——RPDG
16
作者 薛友义 邱希春 王荣尔 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第3期41-44,共4页
本文介绍用于秦山核电厂物理启动试验数据处理程序——RPDG 软件包。该软件包包含了物理试验项目共15项,可以代表一个原型压水堆的典型情况。每个试验项目的数据一经录入计算机,就可制成试验表格或曲线输出。
关键词 核电厂 压水堆 物理启动 RPDG 秦山
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压水堆技术与智慧核电展望
17
作者 邢继 徐思敏 李鸣谦 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期967-972,共6页
压水堆技术作为当前广泛采用的核能发电技术,在今后相当长的时期仍具有广阔的发展前景。同时,随着压水堆技术的广泛商用,也发现了一些制约其进一步发展的问题,其中一个主要的难点在于如何同时提升压水堆核电机组的安全性和经济性,而发... 压水堆技术作为当前广泛采用的核能发电技术,在今后相当长的时期仍具有广阔的发展前景。同时,随着压水堆技术的广泛商用,也发现了一些制约其进一步发展的问题,其中一个主要的难点在于如何同时提升压水堆核电机组的安全性和经济性,而发展人工智能(AI)技术有望成为系统性解决这一问题的重要路径。本文通过介绍压水堆技术在安全性、经济性等方面持续发展所面临的挑战,基于对AI技术发展现状及其在核电领域的应用实践,分析了核电智能化技术发展的需求,提出了智能运行技术的发展思路和对于核电厂自主监控系统的基本构想,并对AI技术未来在压水堆技术领域的发展进行展望。 展开更多
关键词 “华龙一号” 压水堆技术 智慧核电 自主监控
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压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究
18
作者 吕传君 梁维江 伊海龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期135-141,共7页
本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王... 本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王水)和加酸后静置时间(分别静置1 h、4 h、24 h)对测量结果精密度、准确度和检出限的影响。综合火焰原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法、电感耦合等离子体发射光谱法、电感耦合等离子体质谱法和离子色谱法这几种检测方法的检出限、适用测试样品性质及国内核电厂仪器资源配置,本文选择电感耦合等离子体发射光谱法作为样品检测方法,并用石墨炉原子吸收光谱法辅助验证。结果表明一回路腐蚀产物样品前处理过程采用硝酸酸化,加酸量控制在1%,加酸后24 h内完成测量,采用电感耦合等离子体发射光谱法(ICP-OES)作为样品检测方法,是一种检出限低(检出限低于1μg/kg)、精密度高(相对标准偏差值介于6.54%~14.07%)和准确度高(加标回收率在99.2%~104.4%)的测量方法。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 一回路注锌 腐蚀产物 镍元素
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压水堆核电站堆芯物理热工水力耦合特性研究
19
作者 姚亦珺 《信息与电脑》 2024年第9期4-6,共3页
随着信息技术高速发展,人工智能、大数据以及物联网等多种技术在核电站中应用日益广泛。其中反应堆的物理热工耦合特性是其整体性能的重要体现,也是评估其经济性、安全的主要依据。基于此,本文主要计算单根燃料棒模型耦合以及3*3组件模... 随着信息技术高速发展,人工智能、大数据以及物联网等多种技术在核电站中应用日益广泛。其中反应堆的物理热工耦合特性是其整体性能的重要体现,也是评估其经济性、安全的主要依据。基于此,本文主要计算单根燃料棒模型耦合以及3*3组件模型耦合,了解其在不同工况中的变化,有利于事故预测以及方案优化。 展开更多
关键词 压水堆核电站堆芯 物理热工水力 耦合特性 信息技术
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China’s Nuclear Power Plants in Operation
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《Beijing Review》 2011年第14期28-29,共2页
Qinshan Plant Phase I Located in Haiyan,Zhejiang Province,Qinshan Nuclear Power Plant Phase I is t he first 300-megawatt pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant independently designed,constructed,operated ... Qinshan Plant Phase I Located in Haiyan,Zhejiang Province,Qinshan Nuclear Power Plant Phase I is t he first 300-megawatt pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant independently designed,constructed,operated and managed by China.The plant came into commercial operation in April 1994. 展开更多
关键词 pwr China’s nuclear power plants in Operation
原文传递
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