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Design and Thermal Analysis of the Large Fire Door for AP1000 Nuclear Reactor
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作者 ZHANG Shanwen LI Chong +2 位作者 MIAO Hong ZHANG Jianfeng ZHANG Haijun 《Journal of Thermal Science》 SCIE EI CAS CSCD 2020年第1期122-130,共9页
The large fire door is the key component to ensure the effectiveness of fire zone in AP1000 nuclear reactor.According to the fire design requirements and design criteria,the global structure of the large fire door is ... The large fire door is the key component to ensure the effectiveness of fire zone in AP1000 nuclear reactor.According to the fire design requirements and design criteria,the global structure of the large fire door is designed.Based on the designed structure,the thermal mathematical model of the large fire door is established.Based on the solid heat transfer theory,the multi-layer heat transfer theory and integrated heat transfer theory,the differential equations of heat conduction,initial conditions,and boundary conditions are determined.Thermal analysis for the fire door leaf and the closure is carried out by using the method of numerical simulation.Results show that:considering the thermal load,the whole structure of the large fire door can meet the fire resistance limit of 3 hours and the design is reasonable and feasible.This study provides theory basis for the design of the large fire door. 展开更多
关键词 large fire door ap1000 nuclear reactor DESIGN thermal analysis
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AP1000反应堆控制棒导向筒组件焊接变形控制 被引量:5
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作者 蒋兴钧 李娜 +2 位作者 罗英 王庆田 赵伟 《焊接》 北大核心 2016年第1期51-53,72,共4页
介绍了AP1000反应堆控制棒导向筒组件的设计要求及结构,针对控制棒导向筒组件TIG焊接后较易产生变形,提出了重新优化设计焊接坡口及采用真空电子束焊接等几种措施,尽可能减少焊接变形。
关键词 ap1000反应堆 控制棒导向筒组件 焊接变形控制
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第3代核电技术AP1000核岛技术分析 被引量:7
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作者 黄来 张建玲 +3 位作者 彭敏 程贵兵 王伯春 徐湘沪 《湖南电力》 2009年第4期1-3,22,共4页
第3代核电技术是当今国际上核电发展的主流。AP1000作为其中的代表具有诸多鲜明的特点,主要体现在进一步加强事故预防和缓解的能力,提高核电厂安全性等方面。特别是AP1000采用了大量非能动安全措施,减少了事故情况下人员干预操作的频率... 第3代核电技术是当今国际上核电发展的主流。AP1000作为其中的代表具有诸多鲜明的特点,主要体现在进一步加强事故预防和缓解的能力,提高核电厂安全性等方面。特别是AP1000采用了大量非能动安全措施,减少了事故情况下人员干预操作的频率,同时也为事故处理提供了较长的应急处理时间。文中简要介绍了第3代核技术,并详细分析了AP1000的非能动安全要点。 展开更多
关键词 ap1000 核岛 压水堆
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LBB在AP1000技术中的应用 被引量:3
4
作者 蒋冬梅 杜颖 袁小兰 《南华大学学报(自然科学版)》 2015年第4期7-11,共5页
压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要... 压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础. 展开更多
关键词 压水堆核电厂 ap1000 LBB 双端断裂 反应堆冷却剂管道 主蒸汽管道
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基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟
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作者 张陆雨 王志敏 +2 位作者 白怀勇 陈金象 张国辉 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第4期80-86,共7页
AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和... AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。 展开更多
关键词 ap1000反应堆 燃料布置方案 MCNP6程序 核设计参数 燃耗计算
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AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析 被引量:1
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作者 魏来 谢明亮 +1 位作者 谢政权 胡松 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期463-472,共10页
针对核电厂 AP1000 堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取 11 组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的“中毒”变化,三维空间上考虑... 针对核电厂 AP1000 堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取 11 组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的“中毒”变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对 AP1000 堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的“中毒”和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序 SimCore 的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。 展开更多
关键词 ap1000 核电模拟机 堆芯物理 仿真计算
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AP1000主管道安装关键技术 被引量:2
7
作者 宋平 《压力容器》 北大核心 2019年第7期73-78,共6页
为保证AP1000反应堆冷却剂主管道的安装满足设计要求,对测量技术、主管道坡口加工及主管道焊接变形控制进行了研究。结果表明:激光测量能完全满足精度控制要求,坡口加工的进刀量不超过0. 25 mm/次,对主管道焊接变形可进行有效控制及跟... 为保证AP1000反应堆冷却剂主管道的安装满足设计要求,对测量技术、主管道坡口加工及主管道焊接变形控制进行了研究。结果表明:激光测量能完全满足精度控制要求,坡口加工的进刀量不超过0. 25 mm/次,对主管道焊接变形可进行有效控制及跟踪。在上述研究的指导下,主管道安装完全满足设计要求。 展开更多
关键词 核电站 ap1000主管道 安装技术 激光测量
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AP1000主泵变频器可靠性分析 被引量:3
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作者 罗洪章 《自动化与仪器仪表》 2013年第5期174-174,177,共2页
结合AP1000核电厂对主泵变频器的特殊要求,深入剖析AP1000主泵变频器的设计要点、系统组成、工作机理及实现可靠性提升的一些关键措施。
关键词 ap1000 核电厂 主泵 变频器 可靠性 提升 分析 对策
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DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究
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作者 吕厚鑫 黄维德 方春法 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第A01期96-99,共4页
简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营... 简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点。给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围。 展开更多
关键词 核电 运营管理 美国先进非能动压水堆(ap1000) 适应性
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AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放 被引量:3
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作者 杨雪 《辐射防护通讯》 2012年第1期8-12,共5页
AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环... AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。 展开更多
关键词 核电机组 ap1000堆型 氚排放 液态流出物 气载流出物 优化控制
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潜在通路分析技术在AP1000核电厂主回路设计中的应用 被引量:4
11
作者 徐智 鲍麒 《中国核电》 2016年第1期12-19,共8页
潜在通路分析是一种常用于提高电路设计可靠性的方法。给予功能延伸,将潜在通路分析(S C A)技术引入AP1000核电厂主回路系统的设计分析。通过建立和主回路工艺特性相适应的模型,并采用人工路径搜索技术,判明标准设计中存在潜通路,再通... 潜在通路分析是一种常用于提高电路设计可靠性的方法。给予功能延伸,将潜在通路分析(S C A)技术引入AP1000核电厂主回路系统的设计分析。通过建立和主回路工艺特性相适应的模型,并采用人工路径搜索技术,判明标准设计中存在潜通路,再通过分析提出了工程上较为可行的方案,算例表明该方案可明显降低潜通路的影响。 展开更多
关键词 潜在通路分析 ap1000 核电厂改进 主回路 主泵
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项目管理在AP1000堆内构件采购中的运用
12
作者 鲁艳萍 《南华大学学报(社会科学版)》 2018年第5期10-17,共8页
文章运用项目管理方法,将现代项目管理的知识创造性地应用到AP1000核电项目堆内构件采购管理中。对AP1000核电堆内构件采购项目从组织管理、范围管理、干系人管理、费用管理、进度管理、质量管理及风险管理进行深入研究,针对项目实施过... 文章运用项目管理方法,将现代项目管理的知识创造性地应用到AP1000核电项目堆内构件采购管理中。对AP1000核电堆内构件采购项目从组织管理、范围管理、干系人管理、费用管理、进度管理、质量管理及风险管理进行深入研究,针对项目实施过程中遇到的问题,提出相应的解决方案。项目管理的成熟知识体系经验和先进做法,应用进堆内构件采购项目,为促进优化后续AP1000核电堆内构件的采购项目管理提供借鉴,控制实施风险,从而保证整个堆内构件采购项目协调有序地进行,使项目管理发挥更大作用。 展开更多
关键词 ap1000核电项目 堆内构件采购 项目管理
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AP1000核电机组堆内构件制造过程中质量问题的处理
13
作者 周卫国 《设备监理》 2018年第1期50-53,共4页
文章针对AP1000核电机组核岛设备堆内构件制造过程中出现的一系列质量问题,分析了导向筒组件焊接焊材错用、吊篮筒体组件焊接用内支撑跌落、导向筒组件摩擦力试验问题出现的原因,并提出了防范措施,为后续AP1000机组及三代核电主设备国... 文章针对AP1000核电机组核岛设备堆内构件制造过程中出现的一系列质量问题,分析了导向筒组件焊接焊材错用、吊篮筒体组件焊接用内支撑跌落、导向筒组件摩擦力试验问题出现的原因,并提出了防范措施,为后续AP1000机组及三代核电主设备国内制造及监造提供了借鉴和参考。 展开更多
关键词 ap1000 核电 堆内构件 质量措施
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后福岛时期我国核电的发展 被引量:42
14
作者 叶奇蓁 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第11期1-8,共8页
"福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,... "福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,并通过审查测试得出了目前的核电站是安全的结论。其次,论述了福岛事故后我国对核电站的安全检查以及核电设计中采取的相关安全措施,表明我国核电站的安全性是有保障的。然后,阐述了引进的三代核电AP1000及EPR技术的特点;自主开发的三代核电技术在技术性能和安全水准上与国际先进水平相当。最后,分析了内陆地区核电建设的必要性和可行性,建议积极推进内陆核电站建设。 展开更多
关键词 福岛核事故 中国核电 ap1000机组 欧洲压水堆(EPR)机组 三代核电技术 内陆核电站
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第三代核电主管道的制造技术 被引量:7
15
作者 王金飞 李殿杰 +1 位作者 胡日荣 韩宝云 《钢管》 CAS 2016年第4期7-11,共5页
介绍了国内外核电主管道制造技术的发展;指出目前国内制造第三代核电主管道的方法是采用实心电渣重熔坯锻造,再通过机加工掏空方式成型主管道的内孔;针对主管道制造传统工艺存在材料利用率低、生产周期长以及质量不稳定等特点,探讨了工... 介绍了国内外核电主管道制造技术的发展;指出目前国内制造第三代核电主管道的方法是采用实心电渣重熔坯锻造,再通过机加工掏空方式成型主管道的内孔;针对主管道制造传统工艺存在材料利用率低、生产周期长以及质量不稳定等特点,探讨了工艺改进的方向。分析认为:以离心铸造空心锭或电渣重熔空心锭为坯料的空心锻造工艺将最终替代目前的实心锻造工艺。 展开更多
关键词 核电主管道 制造工艺 ap1000 锻造成型 空心锻造
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三门核电APl000反应堆压力容器材料的辐照脆化监督
16
作者 官益豪 熊壮 《核电工程与技术》 2012年第3期33-36,共4页
介绍了三门核电APl000机组反应堆压力容器的辐照监督设置及取样计划,对辐照监督的设计要求、辐照监督管的布置、辐照监督试样与基准试样的力学性能测试及辐照监督管的取样计划进行了分析讨论。
关键词 核电厂 APl000 压力容器 辐照监督
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核电站厂用电快速切换暂态分析
17
作者 韩伟 《电工技术》 2021年第12期28-30,34,共4页
依托三门核电1号机组,应用ETAP实时数字仿真系统,对该厂厂用电系统进行建模。利用仿真模型,对厂用电系统的不同快速切换工况进行仿真。仿真波形能直观反映快切时厂用电母线的动态响应,从而使得电厂不再需要进行实际的试验来获得数据。
关键词 厂用电快切 ap1000电站 ETAP软件 主泵变频器
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CMT补水系统的双罐体四区非平衡建模与仿真
18
作者 张亦宁 吉宇 +2 位作者 李法社 张昊春 王亚辉 《昆明理工大学学报(自然科学版)》 CAS 2016年第3期23-28,42,共7页
AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工... AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工况下全压堆芯补水系统的瞬态响应特性作出预测与评价.基于简化的全压堆芯补水箱补水系统,建立了双罐体4区非平衡模型,并运用Simulink动态仿真的方法进行数值模拟,得到了系统内压力、液位等主要参数随时间的变化情况.仿真结果与文献中类似模型的试验、仿真结果参数变化规律一致,能够为CMT补水系统瞬态分析提供理论依据. 展开更多
关键词 堆芯补水箱 重力排放 SIMULINK仿真 ap1000 第3代核电堆型
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