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Development of SA-533 Type B CL. 1+SA-240 Type 304L roll-bonded clad steel plate for safety injection tank of CAP1400 nuclear power plant 被引量:2
1
作者 HOU Hong ZHANG Hanqian +1 位作者 YUAN Xiangqian DING Jianhua 《Baosteel Technical Research》 CAS 2017年第1期18-25,共8页
Aiming to meet the demand of the country' s nuclear demonstration project on the CAP1400 nuclear power plant, Baosteel uses the roll-bonding technology and develops the SA-533 Type B CL. 1 + SA-240 Type 304L high-st... Aiming to meet the demand of the country' s nuclear demonstration project on the CAP1400 nuclear power plant, Baosteel uses the roll-bonding technology and develops the SA-533 Type B CL. 1 + SA-240 Type 304L high-strength and high-toughness clad steel plate with a shear strength of over 310 MPa for the nuclear power plant' s safety injection tank. The properties of the quenched and tempered and the simulated post-weld heat treatment states are systematically studied herein through a comprehensive inspection and evaluation of the composition,microstructure,and properties of the clad steel plate. The results show that the bonding interface has high shear strength and that the base metal has high strength and good toughness at low temperatures. Hence, the performance fully meets the technical requirements of the CAP1400 nuclear power plant' s safety injection tank in the country' s nuclear demonstration project. The roll-bonded clad steel plate can be used to manufacture the safety injection tank of the CAP1400 nuclear power plant. 展开更多
关键词 cap1400 nuclear power plant safety injection tank SA-533 Type B CL. 1 SA-240 Type 304Lrolling clad steel plate quenched and tempered simulated post-weld heat treatment property
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AP/CAP系列核电站冷态性能试验电源需求分析与措施
2
作者 张德亮 段琰璞 +1 位作者 张振强 白宇轩 《电工技术》 2024年第10期25-27,共3页
对比分析了AP/CAP系列与M310冷态性能试验差异性。基于AP/CAP系列冷态性能试验特点,从工艺系统、仪控系统电源需求出发,对电源稳定性进行了风险分析,提出了220 kV辅助电源供电下的AP/CAP系列核电厂冷态性能试验电源配置方案,以期为后续... 对比分析了AP/CAP系列与M310冷态性能试验差异性。基于AP/CAP系列冷态性能试验特点,从工艺系统、仪控系统电源需求出发,对电源稳定性进行了风险分析,提出了220 kV辅助电源供电下的AP/CAP系列核电厂冷态性能试验电源配置方案,以期为后续相关工作提供参考与借鉴。 展开更多
关键词 ap/cap系列核电站 冷态性能试验 电源需求分析 辅助电源
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Preliminary design for inland nuclear power plants completed
3
作者 Liu Chunsheng 《Electricity》 2010年第2期7-,共1页
The State Nuclear Power Technology Corporation (SNPTC), which is responsible for the development of third-generation nuclear power technology in China, has completed the preliminary designs
关键词 Preliminary design for inland nuclear power plants completed cap
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AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯的研制 被引量:3
4
作者 李源 王佳 +3 位作者 刘夏城 王丰 孔海霞 李昕 《辐射防护通讯》 2022年第2期14-20,共7页
水过滤器滤芯主要用来去除以胶体形式存在于水中的腐蚀产物和悬浮的固体颗粒物,是保证水质、降低介质和环境的放射性水平、改善工作环境的核心关键备件。依据行业标准NB/T 20486,对第三代AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯... 水过滤器滤芯主要用来去除以胶体形式存在于水中的腐蚀产物和悬浮的固体颗粒物,是保证水质、降低介质和环境的放射性水平、改善工作环境的核心关键备件。依据行业标准NB/T 20486,对第三代AP/CAP系列核电机组放射性水处理用水过滤器滤芯进行国产化研制。本文对滤芯的结构、生产工艺过程和综合性能进行了详细介绍,所研制过滤精度为5μm和20μm的滤芯检测结果表明,滤芯的洁净压差均小于0.021 MPa,过滤效率均在99%以上,抗破裂压差值大于0.52 MPa,至少能承受45 kg的轴向载荷,耐辐照性能良好,各项性能指标均满足行业标准要求。 展开更多
关键词 水过滤器滤芯 ap/cap系列核电机组 放射性水处理 综合性能 国产化研制
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CAP系列核电用电缆β辐照试验技术研究 被引量:4
5
作者 邹颖男 严振杰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第6期908-912,共5页
区别于中国二代+压水堆电站(CPR)、法国新型三代压水堆核电站(EPR)及美国以往典型压水堆核电站,CAP系列核电用电缆鉴定试验首次增加了贝塔(β)辐照的要求。针对β射线的本质是散射的电子束或电子云,鉴定试验无法对其进行考核的问题,对... 区别于中国二代+压水堆电站(CPR)、法国新型三代压水堆核电站(EPR)及美国以往典型压水堆核电站,CAP系列核电用电缆鉴定试验首次增加了贝塔(β)辐照的要求。针对β射线的本质是散射的电子束或电子云,鉴定试验无法对其进行考核的问题,对β射线的特性进行了研究,提出了β辐照试验的鉴定方法。本文重点研究了β射线的破坏机理,通过对比γ射线和β射线的损伤影响,提出了β辐照的试验方案,重点讨论了γ射线和β射线转换方案,通过辐照剂量与断裂伸长率的关系曲线,确定β射线和γ射线的转换关系,为后续电缆开展鉴定试验提供了理论依据。 展开更多
关键词 cap系列核电站 电缆 β辐照 转换方案 鉴定试验
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CAP系列核电站堆内外核测系统国产化探讨 被引量:4
6
作者 舒毅 汤仲鸣 胡铸萱 《自动化仪表》 CAS 2018年第11期17-20,26,共5页
当前,国家已制定非能动大型先进压水堆(CAP)系列核电站批量化建设的国家战略。堆内外核测系统是核电站关键仪控系统。与以往二代加核电站相比,第三代CAP系列核电站(NPP)堆内外核测系统的探测技术和设计理念存在较大的不同。针对CAP系列... 当前,国家已制定非能动大型先进压水堆(CAP)系列核电站批量化建设的国家战略。堆内外核测系统是核电站关键仪控系统。与以往二代加核电站相比,第三代CAP系列核电站(NPP)堆内外核测系统的探测技术和设计理念存在较大的不同。针对CAP系列核电站堆内外核测系统的设计特点,从系统设计架构、实现的安全功能和主要性能参数等方面进行分析研究。对三代核电站堆内外核测系统相比国内以往的二代加核电站堆内外核测系统的设计优化和设计改进等方面进行梳理总结,提出目前国际上对于堆内外核测系统的主要发展趋势。同时,从堆内外核测系统关键设备的设备国产化角度,提出设备国产化的研制重点及难点,为将来实现设备国产化、自主化指明方向。 展开更多
关键词 核电 堆内外核测系统 国产化 裂变室 自给能探测器 堆芯热电偶 事故后监测 三维堆芯功率分布
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Numerical Investigation on Residual Stresses of the Safe-End/Nozzle Dissimilar Metal Welded Joint in CAP1400 Nuclear Power Plants 被引量:4
7
作者 Wen-Chao Dong Dian-Bao Gao Shan-Ping Lu 《Acta Metallurgica Sinica(English Letters)》 SCIE EI CAS CSCD 2019年第5期618-628,共11页
The residual stress evolution in a safe-end/nozzle dissimilar metal welded joint of CAP1400 nuclear power plants was investigated in the manufacturing process by finite element simulation. A finite element model, incl... The residual stress evolution in a safe-end/nozzle dissimilar metal welded joint of CAP1400 nuclear power plants was investigated in the manufacturing process by finite element simulation. A finite element model, including cladding,buttering, post-weld heat treatment (PWHT) and dissimilar metal multi-pass welding, is developed based on SYSWELD software to investigate the evolution of residual stress in the aforementioned manufacturing process. The results reveal a large tensile axial residual stress, which exists at the weld zone on the inner surface, leads to a high sensitivity to stress corrosion cracking (SCC). PWHT process before dissimilar metal multi-pass welding process has a great in?uence on the magnitude and distribution of final axial residual stress. The risk of SCC on the inner surface of the pipe will increase if PWHT process is not taken into account. Therefore, such crucial thermal manufacturing process such as cladding, buttering and post-weld heat treatment, besides the multi-pass welding process, should be considered in the numerical model in order to accurately predict the distribution and the magnitude of the residual stress. 展开更多
关键词 cap1400 nuclear power plants NOZZLE Safe-end Dissimilar metal welding Residual stress
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AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究 被引量:6
8
作者 谷雨 余燕 +3 位作者 左波 丛大志 黄逸峰 张效宁 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2014年第15期154-156,160,共4页
与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接... 与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为4 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达6 mm。盲孔法测试结果表明,主管道焊接残余应力主要集中于热影响区,轴向应力略高于环向应力,高达245 MPa。 展开更多
关键词 ap1000核电站 主管道 焊接变形 残余应力
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不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响 被引量:5
9
作者 侯春林 李小军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期141-146,152,共7页
在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两... 在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。 展开更多
关键词 ap1000 核电厂 输入界面 土层地震反应
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核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介 被引量:12
10
作者 夏祖讽 《中国工程科学》 北大核心 2013年第4期52-56,61,共6页
首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况,同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索,接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。本文对核电厂的抗... 首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况,同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索,接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息,以供参考。 展开更多
关键词 核电厂 抗震设计 ap1000 基础隔震
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AP-1000概率安全评价及其若干相关问题 被引量:2
11
作者 张英振 《核安全》 2007年第3期30-36,共7页
本文概述了AP-1000的概率安全评价(PSA)及其若干相关问题,如:AP-1000设计平衡、非安全级能动系统的管理"待遇"等问题。
关键词 核电厂 ap-1000 概率安全评价
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MANAGING CONSTRUCTION RISKS OF AP1000 NUCLEAR POWER PLANTS IN CHINA 被引量:2
12
作者 Shufeng WANG M.I.M. WAHAB Liping FANG 《Journal of Systems Science and Systems Engineering》 SCIE EI CSCD 2011年第1期43-69,共27页
Large and complex construction projects lace risk trom various sources and the successlul completion of such projects depends on effective risk management. This study investigates the risk faced by Chinese firms parti... Large and complex construction projects lace risk trom various sources and the successlul completion of such projects depends on effective risk management. This study investigates the risk faced by Chinese firms participating in constructing AP 1000 nuclear power plants in China. AP 1000 nuclear reactors are new, Generation III+ reactors designed by Westinghouse and to be built first in China. The semi-structured interview approach is used to elicit information from experts involved in the AP1000 projects in China. Based on the interviews, various sources of risk are identified. In addition to general risks that megaprojects normally face, there are unique risks that arise from various sources such as technological, political, organizational, and individual personnel risks. Risk management strategies are proposed to manage general and unique risks identified in the study. The findings of this study would be helpful for Chinese companies involved in the construction of AP 1000 nuclear power plants to mitigate the risks associated with the projects. 展开更多
关键词 Risk management construction risks nuclear power plants ap 1000 semi-structuredinterview
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AP系列核电蒸汽发生器更换方案设计 被引量:1
13
作者 张衍 《机电产品开发与创新》 2021年第5期28-29,共2页
美国西屋公司在进行AP系列3代核电方案设计时,考虑到了蒸汽发生器在服役过程中,换热管因出现质量问题而堵管达到限值时,蒸汽发生器需要整体更换,但根据核岛内空间计算,按照原设计方案,环吊的吊钩起升高度达不到更换蒸汽发生器的要求。... 美国西屋公司在进行AP系列3代核电方案设计时,考虑到了蒸汽发生器在服役过程中,换热管因出现质量问题而堵管达到限值时,蒸汽发生器需要整体更换,但根据核岛内空间计算,按照原设计方案,环吊的吊钩起升高度达不到更换蒸汽发生器的要求。本文以CAP1400核岛环吊为例论证原蒸汽发生器更换方案设计存在的缺陷,并设计出新的蒸汽发生器更换可行性方案。 展开更多
关键词 ap系列 3代核电 蒸汽发生器 更换
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AP1000核电厂PCCAWST水箱施工技术 被引量:1
14
作者 安文斌 《工程建设与设计》 2018年第21期222-223,226,共3页
通过对非能动安全壳冷却辅助水箱(PCCAWST)施工过程的研究,提出了应用正装法和倒装法同时施工,并对这2种方法进行了比较,提高了整体施工效率,通过制定科学合理的焊接顺序,提出了切实可行的应对措施,减小了焊接变形量.此外,对设计和施工... 通过对非能动安全壳冷却辅助水箱(PCCAWST)施工过程的研究,提出了应用正装法和倒装法同时施工,并对这2种方法进行了比较,提高了整体施工效率,通过制定科学合理的焊接顺序,提出了切实可行的应对措施,减小了焊接变形量.此外,对设计和施工改进提出了建议,为将来AP1000核电厂箱罐工程的建设提供了参考依据. 展开更多
关键词 正装法 倒装法 焊接变形 ap1000核电厂
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电感耦合等离子体发射光谱法测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜
15
作者 李鑫 《化工时刊》 CAS 2019年第4期17-19,共3页
研究电感耦合等离子体发射光谱(ICP-OES)法测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜的方法,优化了ICP-OES的仪器工作方法和分析条件,排除钼酸根、TTA、亚硝酸根基体干扰,采用标准加入法和标准曲线法,选择合适的波长与基体匹配。本方... 研究电感耦合等离子体发射光谱(ICP-OES)法测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜的方法,优化了ICP-OES的仪器工作方法和分析条件,排除钼酸根、TTA、亚硝酸根基体干扰,采用标准加入法和标准曲线法,选择合适的波长与基体匹配。本方法线性范围宽,分析速度快。结果表明:所建立方法的准确性、精密度和长期稳定性均满足要求,是测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜分析非常可靠的方法。 展开更多
关键词 ICP-OES 标准加入法 铁铜 ap1000核电厂 闭式循环水系统
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AP1000自主化依托项目核电工程建设管理绩效改进新实践
16
作者 金叶 高宇龙 《工程建设与设计》 2014年第3期146-147,共2页
围绕核电工程项目管理的长期性和复杂性,介绍了为实现核电工程项目管理目标而进行的管理绩效改进的基本原理。分析了AP1000自主化依托项目为解决日益复杂的挑战和问题而进行的管理绩效改进新实践,在提升资源使用效率、管理标准化和风险... 围绕核电工程项目管理的长期性和复杂性,介绍了为实现核电工程项目管理目标而进行的管理绩效改进的基本原理。分析了AP1000自主化依托项目为解决日益复杂的挑战和问题而进行的管理绩效改进新实践,在提升资源使用效率、管理标准化和风险缓解方面的收益,说明了管理绩效改进在核电工程建设中举足轻重的作用。 展开更多
关键词 核电工程 项目管理 ap1000自主化依托项目 管理绩效改进
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基于UR5机器人的水下清洗装置工作空间分析及优化
17
作者 杨俊豪 王炳炎 +4 位作者 王坤 陈茜 张安锐 万浩 陈相羽 《机械工程师》 2023年第5期88-91,共4页
清洗核电站海水格栅上附着杂物是一项危险、繁重和复杂的工作,文中提出一款水下清洗装置可以实现安全高效地完成清洗工作,该装置基于UR5串联机器人,并配备基座导轨、支承机构和机械抓手等。首先利用D-H参数法建立机器人的运动学正逆解模... 清洗核电站海水格栅上附着杂物是一项危险、繁重和复杂的工作,文中提出一款水下清洗装置可以实现安全高效地完成清洗工作,该装置基于UR5串联机器人,并配备基座导轨、支承机构和机械抓手等。首先利用D-H参数法建立机器人的运动学正逆解模型,并采用蒙特卡洛法得到机器人的工作空间,然后结合清洗装置本体对机器人运动的干涉,优化机器人关节变量约束空间,并采用蒙特卡洛法得到清洗装置的工作空间。最后研究确定基座在基座导轨上滑动的行程设计值为3.92 m、支承机构支撑腿的行程设计值为4.03 m,能够满足整个清洗装置的工作空间覆盖核电站中直径约5.5 m的海水格栅,同时也满足设备轻量化和小型化设计原则。 展开更多
关键词 核电站 格栅清洗 串联机器人 运动学分析 工作空间分析
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非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究 被引量:5
18
作者 刘宇生 许超 +2 位作者 攸国顺 安婕铷 庄少欣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第11期73-79,共7页
为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯... 为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 展开更多
关键词 全厂断电 自然循环 非能动核电厂 ap1000
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核电厂流出物收集箱破裂事故后核素在地下水和地表水中的迁移计算 被引量:2
19
作者 杜晓丽 杜风雷 +2 位作者 王志玉 邓安嫦 韩新生 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期235-242,共8页
介绍了AP1000核电机组废水系统流出物收集箱在发生假想破裂事故后,泄漏的核素在地下水和地表水中的浓度分布的计算方法。对事故泄露的核素进行筛选,计算核素在地下水中的浓度分布,以及通过地下水进入地表水后在受纳水体中的浓度分布,并... 介绍了AP1000核电机组废水系统流出物收集箱在发生假想破裂事故后,泄漏的核素在地下水和地表水中的浓度分布的计算方法。对事故泄露的核素进行筛选,计算核素在地下水中的浓度分布,以及通过地下水进入地表水后在受纳水体中的浓度分布,并与正常运行工况下放射性液态流出物排放所致地表水中核素浓度进行了比较。结果表明,只有不被吸附且有较长半衰期的核素才可能进入地表水,而被基岩吸附的核素迁移速度都很慢,直至核素衰变殆尽,也不会迁移到核电厂厂区外。事故泄漏的核素不会使受纳水域中核素浓度有明显的增加。 展开更多
关键词 核电厂 ap-1000 流出物收集箱破裂事故 核素迁移
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CAP系列核电厂废液处理系统树脂选型研究 被引量:1
20
作者 刘杰安 柳丹 +2 位作者 王鑫 陈斌 翁明辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期157-161,共5页
针对中国先进压水堆(CAP)系列三代核电厂新型核级树脂的选型设计,选用2种不同交联度(16%与8%)的凝胶型阳离子交换树脂,通过动态模拟试验评估产品性能指标差异可能造成树脂运行方面的影响。结果表明:交联度较高(如16%)的均粒树脂在去污... 针对中国先进压水堆(CAP)系列三代核电厂新型核级树脂的选型设计,选用2种不同交联度(16%与8%)的凝胶型阳离子交换树脂,通过动态模拟试验评估产品性能指标差异可能造成树脂运行方面的影响。结果表明:交联度较高(如16%)的均粒树脂在去污能力、运行寿命、运行压差及经济性等方面更具优势,故CAP系列放射性废液处理系统离子交换工艺设计推荐采用高交联度的树脂。 展开更多
关键词 核电厂 cap 废液处理 离子交换 树脂
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