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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
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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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先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计 被引量:5
2
作者 李春 张庆华 +1 位作者 常猛 刘宇 《核安全》 2012年第1期61-64,共4页
核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决... 核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。 展开更多
关键词 先进压水堆 核电厂 安全壳地坑 滤网
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AC600核电站断电事故分析 被引量:4
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作者 阎义洲 臧希年 《中国电力》 CSCD 北大核心 2001年第11期20-23,共4页
我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成。本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先进的压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为。结果表明... 我国先进压水堆核电站设计中采用了非能动余热排出系统,它由蒸汽发生器及空气冷却器构成的汽水回路和空气回路组成。本文在RELAP5程序中补充了空气壁面换热结构关系式,分析先进的压水堆核电站(AC600)全厂断电事故后的瞬态行为。结果表明:烟囱高度增加。 展开更多
关键词 压水堆核电站 断电 事故分析
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先进压水堆核电站关键技术研究开发综述 被引量:7
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作者 张森如 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期1-6,共6页
“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及... “九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。 展开更多
关键词 压水堆核电站 先进压水堆 非能动安全 数字化仪表 控制系统 设计 信息管理技术 反应堆
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大型先进压水堆核电站关键设计软件自主化与COSINE软件包研发 被引量:20
5
作者 葛炜 杨燕华 +5 位作者 刘飒 刘毅 姜苏青 余慧 傅孝良 陈义学 《中国能源》 2016年第7期39-44,共6页
本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和... 本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和开发方法,并对COSINE软件包在开发过程中不同阶段的技术成熟度和应遵循的研发4个阶段进行了解释。COSINE已具备压水堆核电站堆芯物理—热工水力及系统安全分析的核心功能,取得的研发成果将在具备自主知识产权的CAP1400机组或其他压水堆机组上推广应用。 展开更多
关键词 大型先进压水堆核电站重大专项 核电设计分析软件 自主化 COSINE
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田湾核电站工程概况和安全设计特点 被引量:4
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作者 华明川 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期30-33,38,共5页
简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工程进展概况 ,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER 1000/AES 91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及其它工程安全设施等方面的改进 ,特别是减轻超... 简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工程进展概况 ,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER 1000/AES 91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及其它工程安全设施等方面的改进 ,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。 展开更多
关键词 田湾核电站 改进型压水堆 安全设计特点
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大直径盾构法施工在三门核电厂取水工程中的应用 被引量:5
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作者 董胜宪 尤雪娣 《电力建设》 2011年第5期111-113,共3页
我国以往电厂工程盾构隧道直径大多数是4000mm左右,而三门核电厂取水工程采用的自流引水管盾构隧道内径达6200mm,在我国核电厂取水工程中尚属首次应用。分析了取水构筑物工程地质条件,对工程盾构法隧道设计和施工工艺进行了介绍,为今后... 我国以往电厂工程盾构隧道直径大多数是4000mm左右,而三门核电厂取水工程采用的自流引水管盾构隧道内径达6200mm,在我国核电厂取水工程中尚属首次应用。分析了取水构筑物工程地质条件,对工程盾构法隧道设计和施工工艺进行了介绍,为今后类似工程提供借鉴。 展开更多
关键词 三门核电厂 取水工程 大直径盾构法 隧道施工 地层岩性
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