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Project Construction and Important Technical Innovation for Qinshan Phase Ⅲ (PHWR) Nuclear Power Plant 被引量:1
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作者 Third Qinshan Nuclear Power Co.Ltd,CNNC(Haiyan County,Zhejiang Province,314300,China) 《工程科学(英文版)》 2007年第4期98-117,134,共21页
Qinshan Phase Ⅲ(PHWR)Nuclear Power Plant,the first commercial heavy water reactor nuclear power plant in China,was the biggest trade project performed between the governments of China and Canada.As the owner,the Thir... Qinshan Phase Ⅲ(PHWR)Nuclear Power Plant,the first commercial heavy water reactor nuclear power plant in China,was the biggest trade project performed between the governments of China and Canada.As the owner,the Third Qinshan Nuclear Power Company(TQNPC)persisted in independent innovation management during the project construction,commissioning and self-dependent operation,efficiently realizing the three controls of the project,i.e.quality control,schedule control and investment control,and persisted in technical improvement on the basis of digestion and absorption of CANDU-6 technology to improve the unit safety and reliability.The project construction practice has helped China's nuclear power project management to becomeprogrammed,computerized,standardized and internationalized management from the existing basis.After completion of the project,with unit safe and steady operation as the prerequisite,TQNPC performed several technical modifications and innovations to continuously improve the unit performance.In the area of staff development,TQNPC paid much attention to cultivation of corporate culture,strengthed staff training and built up a good circulating mechanism with staff training and project construction promoting each other.Further to "Zero Breakthrough" and a new step forward of locolization successfully realized in Qinshan Nuclear Power Plant and Nuclear Power Qinshan Joint Venture Company,the improvement and developemnt of nuclear power project management level in Qinshan Phase Ⅲ(PHWR)Nuclear Power Plant provided reference for promotion of nuclear power development in China and standardized management of introducing large imported project. 展开更多
关键词 qinshan PHASE HEAVY Water reactor NUCLEAR power plant project construction TECHNICAL INNOVATION
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秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化 被引量:1
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作者 罗文 宋英明 +3 位作者 邹树梁 周剑良 丁谦学 高庆瑜 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期302-307,共6页
针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行... 针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。 展开更多
关键词 秦山一期堆本体 退役源项 三维辐射场 可视化
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秦山三期重水堆核电站流出物氚排放的比较分析 被引量:5
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作者 张晶 李厚文 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2009年第2期80-85,共6页
本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。通过对秦山三期电站运行以来氚的实际产生情况及其与国外重水堆核电站的比较,表明秦山三期为减少氚排放的控制措施是有效的。
关键词 秦山三期 重水堆 氚排放
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秦山三期核电工程反应堆地段节理裂隙模拟 被引量:3
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作者 周念清 朱学愚 +1 位作者 李启国 尚彦军 《工程地质学报》 CSCD 2000年第4期466-470,共5页
以秦山三期核电工程反应堆地段作为研究对象 ,针对节理裂隙在岩体中的分布具有随机性的特点 ,运用随机方法对其分布规律进行了研究。根据实测的节理裂隙产状、间距及迹线长度 ,推断节理裂隙概率分布特征。同时充分考虑到节理裂隙分布的... 以秦山三期核电工程反应堆地段作为研究对象 ,针对节理裂隙在岩体中的分布具有随机性的特点 ,运用随机方法对其分布规律进行了研究。根据实测的节理裂隙产状、间距及迹线长度 ,推断节理裂隙概率分布特征。同时充分考虑到节理裂隙分布的不均匀性和方向性等特点 ,采用非平稳态随机过程模拟节理裂隙间距 ,通过 Monte- Carlo方法得到等效的节理裂隙网络。根据统计和拟合的结果 ,对反应堆地段岩体的节理裂隙进行了评价。 展开更多
关键词 秦山核电工程 反应堆 节理裂隙间距 非平稳态随机过程 蒙特卡罗法 模拟
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秦山核电二期工程反应堆热工水力设计 被引量:13
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作者 李经纬 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期308-312,共5页
简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法,反应堆压力容器内压降和旁流计算,燃料组件热工水力设计,以及堆芯功率控制和DNBR限值分析等内容。同时进行了设计验证,验证结果表明,设计计算结果与水力模... 简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法,反应堆压力容器内压降和旁流计算,燃料组件热工水力设计,以及堆芯功率控制和DNBR限值分析等内容。同时进行了设计验证,验证结果表明,设计计算结果与水力模结果符合良好。 展开更多
关键词 秦山核电站 反应堆 热工水力 设计验证
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秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用
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作者 肖鹏 许东芳 冯威 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S1期44-47,共4页
秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明... 秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。 展开更多
关键词 秦山核电厂 反应堆保护系统 安全性 经济性
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秦山核电二期工程长燃耗堆芯可行性方案论证 被引量:2
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作者 刘旭东 李庆 +1 位作者 咸春宇 李冬生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期289-293,共5页
简要介绍了对秦山核电二期工程反应堆换料拟采用的高性能燃料组件的长燃耗堆芯进行核设计可行性方案的论证。经论证表明,推荐方案中:如反应堆采用三分之一、混合型换料方案和载钆可燃毒物,平衡堆芯批卸料燃耗达42GW·d/t... 简要介绍了对秦山核电二期工程反应堆换料拟采用的高性能燃料组件的长燃耗堆芯进行核设计可行性方案的论证。经论证表明,推荐方案中:如反应堆采用三分之一、混合型换料方案和载钆可燃毒物,平衡堆芯批卸料燃耗达42GW·d/t(U)左右时,平衡循环长度可达410等效满功率天(EFPD),满足各方面限值要求。 展开更多
关键词 可行性 核电站 长燃耗堆芯 平衡换料 卸料燃耗
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秦山三期CANDU核电厂简介 被引量:5
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作者 张延发 B.A.Shalaby 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第6期487-489,554,共4页
秦山三期核电厂的两台机组属最新的700 M W 级CANDU6 重水堆机组。这种核电机组总共有8台已经投入商业运行, 3 台正在建造。第一台CANDU6 机组于1983 年投入商业运行。CANDU6 的初始设计源于很成... 秦山三期核电厂的两台机组属最新的700 M W 级CANDU6 重水堆机组。这种核电机组总共有8台已经投入商业运行, 3 台正在建造。第一台CANDU6 机组于1983 年投入商业运行。CANDU6 的初始设计源于很成功的皮克灵A 核电厂的单机化版本。该电厂是四机组集成式设计, 由安大略电力公司营运。自第一批机组投入运行之后, 根据技术进步和电厂运行经验的反馈, CANDU6 在设计上进行了很多渐进式改进。这些技术改进反过来又被用于改造老电厂。本文简单介绍正在建设的秦山三期CANDU 核电厂的厂址条件、设计和运行特征。 展开更多
关键词 秦山三期核电厂 CANDU-6 重水堆 运行特征 设计
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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
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作者 罗英 米小琴 +1 位作者 钟元章 张敬才 《中国核电》 2008年第4期304-308,共5页
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆压力容器无损检测方面增加了新的要求。 展开更多
关键词 秦山二期 核反应堆 压力容器 无损检测
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秦山核电厂一回路惰走流量测量 被引量:2
10
作者 张延发 张维忠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期394-396,共3页
本文介绍了秦山核电厂主冷却剂泵停止后,一回路惰走流量的测试方法、数据处理及测试结果。测试结果表明,安全分析报告所使用的一回路惰走流量是偏安全的。
关键词 惰走流量 冷却剂丧失 核电站 秦山
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秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定 被引量:1
11
作者 林志坚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第1期42-45,共4页
本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m^3/h,并分别达此设计值的109.6%和109.0%;三种方法测定结果相对偏差≤4%;主泵输入电功率法测定结果是可信的。
关键词 反应堆冷却剂 流量 核电站 秦山
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反应堆堆内构件流致振动试验的极值载荷分析 被引量:2
12
作者 梁志坚 胡永陶 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期438-442,共5页
应用极值载荷分布法分析了秦山600MW核电站反应堆堆内构件流致振动试验的实测载荷,得出在设计寿命期40年内,流致振动对堆内构件疲劳寿命的影响可以忽略不计。同时为堆内构件流致振动试验时间的确定,提供了有价值的参考数据。
关键词 核电站 反应堆 堆内构件 流致振动
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SESAME源项分析程序的应用与研究 被引量:3
13
作者 冯君懿 童节娟 曲静原 《科技导报》 CAS CSCD 2006年第7期61-64,共4页
详细分析了一套用于分析压水堆核电厂事故情况下源项释放的软件系统——SESAME系统,并针对秦山二期对SESAME系统中调用的函数、经验公式和固定常数进行了改编,希望建立适应于我国秦山二期的源项实时分析系统。
关键词 压水堆 源项 SESAME系统 核应急 秦山二期
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反应堆主冷却泵的冷态调试
14
作者 俞忠德 张维忠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第1期37-41,共5页
文中介绍了秦山核电厂反应堆主冷却泵冷态调试的内容及试验方法。主冷却泵的现场冷态试验包括:报警试验、联锁试验和运转试验。各项试验的结果表明,主泵的运行参数正常,联锁、报警和性能符合设计要求。
关键词 主冷却泵 报警 联锁 核电站 秦山
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在秦山核电厂原理模拟器上的反应堆物理模拟试验
15
作者 舒长富 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第3期34-40,共7页
本文详细介绍了在秦山核电厂原理模拟器上进行的反应堆物理模拟试验。根据结果分析,指出了该模拟器模拟秦山核电厂反应堆物理特性所能达到的逼真程度和模拟器的总体性能。间接证明了该电厂反应堆具有良好的自稳性。
关键词 秦山 核电厂 模拟器 反应堆
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秦山300MW核电机组全范围仿真机RCS及SG的建模与仿真
16
作者 周维长 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期118-124,共7页
本文介绍一个用于 PWR 一回路实时仿真及分析的两相热工水力模型。模型以五个基本守恒方程为基础,考虑了非均相、不平衡态的效应。该模型已成功地用于秦山300MW 核电机组全范围仿真机主冷却剂系统及 U 型管蒸汽发生器的仿真。验收测试证... 本文介绍一个用于 PWR 一回路实时仿真及分析的两相热工水力模型。模型以五个基本守恒方程为基础,考虑了非均相、不平衡态的效应。该模型已成功地用于秦山300MW 核电机组全范围仿真机主冷却剂系统及 U 型管蒸汽发生器的仿真。验收测试证明,模型能够准确有效地仿真核蒸汽供给系统的热工水力特性。 展开更多
关键词 核电站 仿真 冷剂剂系统 蒸汽发生器 秦山
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秦山三期(重水堆)核电站工程建设和重大技术创新
17
作者 Third Qinshan Nuclear Power Co.Ltd,CNNC(Third Qinshan Nuclear Power Co.Ltd,CNNC,Haiyan,Zhejiang 314300,China) 《中国工程科学》 2008年第3期73-86,共14页
秦山三期重水堆核电站是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。业主秦山第三核电有限公司在工程建设、调试及自主运行的过程中,坚持自主创新管理,有效实施工程质量、进度和投资三大控制;并在消化吸... 秦山三期重水堆核电站是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。业主秦山第三核电有限公司在工程建设、调试及自主运行的过程中,坚持自主创新管理,有效实施工程质量、进度和投资三大控制;并在消化吸收CANDU-6技术的基础上进行改进,提高机组的安全性和可靠性。工程的建设实践,使我国核电工程管理在已有的基础上,基本实现了程序化、信息化的规范管理并与国际接轨。工程建成后,在保证机组安全稳定运行的基础上又进行了多项技术改进和创新,使机组性能持续提高。在人才培养方面,注重培育企业文化,强化人员培训,建立起员工培训与工程建设互相促进的良性循环机制。秦山三期工程在核电项目管理水平的提高和发展,可为推动我国核电发展和大型引进工程的规范化管理提供借鉴。 展开更多
关键词 秦山三期重水堆 核电站 工程建设 技术创新
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秦山三期工程管理信息系统的构建与应用
18
作者 伍吉泽 《核电工程与技术》 2006年第4期40-47,共8页
本文概要地介绍了秦山三期(重水堆)工程建设过程中管理信息系统的构建与应用。
关键词 管理信息系统 秦山三期 重水堆 核电厂
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秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析
19
作者 柯海鹏 王川 +1 位作者 曾进忠 刘杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第S1期75-77,共3页
通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大... 通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。 展开更多
关键词 换料大修 辐射水平 反应堆厂房 分区调整 秦山第二核电厂
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