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A method of parsing based on improving the electricity behavior and regulating excitation system of the diesel generating set in the nuclear power plant
1
作者 Meng Wang 《Modern Electronic Technology》 2017年第1期30-32,共3页
This paper introduces an applicable test plan for emergency diesel generator in nuclear power plant. It advances improvement approaches with problems found during field commissioning test and its trouble-shooting proc... This paper introduces an applicable test plan for emergency diesel generator in nuclear power plant. It advances improvement approaches with problems found during field commissioning test and its trouble-shooting processes. The method is based on the integration of complementary through, the extension theory of matter-element model and neural network theory combine to overcome a neural network to learn shelters, and other defects. The purpose of this paper is to provide the better running and commissioning experience for the similar emergency generator unit. 展开更多
关键词 nuclear power Plant EMERGENCY DIESEL generator unit Commissioning Operation
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Prospects of Technological Improvement of Nuclear and Environmental Safety of World Energy
2
作者 Iryna Korduba Zhanna Patlashenko Olena Zhukova 《Open Journal of Ecology》 2023年第8期536-548,共13页
Today, the most urgent problem of the existing and future nuclear power industry is to ensure the nuclear and environmental safety of the operation of nuclear power reactor units (NPPs) and nuclear power plants (NPPs)... Today, the most urgent problem of the existing and future nuclear power industry is to ensure the nuclear and environmental safety of the operation of nuclear power reactor units (NPPs) and nuclear power plants (NPPs). It is solved thanks to the application of deeply echeloned protection and an anti-accident complex of methods and means for effective control of the operation of active reactor zones (AZR). However, the danger of existing NPPs in the world from time to time manifests itself in the form of severe post-project accidents and catastrophes with the release into the environment of a significant amount of radioactive materials dangerous for all living things. The results of the analysis show that the unconditional fulfillment of the main requirements of nuclear environmental safety and biocompatibility is possible only in the so-called wave nuclear reactor of the G-V generation, which, unlike reactors of the previous generations III, II+ and IV, does not require supercritical loading of the core with nuclear fuel. In the active zone of this reactor, nuclear-physical processes governed by physical law are implemented, which exclude the operator’s participation in regulating the reactivity of the reactor’s active zone, which makes it the reactor with the highest level of nuclear and environmental safety today, which is based on the principles of so-called internal safety, free from the human factor. The possibility of burning nuclear fuel based on U238 and Th232 in it expands the reserves of energetic nuclear fuel almost to inexhaustibility. The technology of nuclear reactors of the G5 generation through the secondary use of spent irradiated nuclear fuel (SNF) for the production of energy and energy raw materials with simultaneous burning of it to an environmentally safe state is able to quickly reduce the available stocks and further production of dangerous SNF, guarantee the nuclear and environmental safety of NPPs with reactors G5 and to technologically make nuclear post-project accidents and disasters impossible at the level of physical law with the complete elimination of the human factor. 展开更多
关键词 nuclear-Environmental Safety nuclear power Reactor unit nuclear Fuel Cycle nuclear Technologies of the Fifth generation nuclear-Environmental Safety Wave Reactor BIOCOMPATIBILITY
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屏蔽主泵泵壳与蒸汽发生器出口管嘴装焊工艺
3
作者 龙会松 《发电设备》 2023年第1期47-50,共4页
针对AP1000系列核电机组屏蔽式反应堆冷却剂泵(简称屏蔽主泵)泵壳与蒸汽发生器出口管嘴的装焊,详细介绍国内自主装焊工艺的主要内容,包括隔离层堆焊、泵壳装配、泵壳焊接、无损检测和变形控制等。结果表明:通过采用所介绍的装焊工艺,可... 针对AP1000系列核电机组屏蔽式反应堆冷却剂泵(简称屏蔽主泵)泵壳与蒸汽发生器出口管嘴的装焊,详细介绍国内自主装焊工艺的主要内容,包括隔离层堆焊、泵壳装配、泵壳焊接、无损检测和变形控制等。结果表明:通过采用所介绍的装焊工艺,可使装焊后设备的相关参数满足设计要求,同时为核电机组类似设备的制造提供参考。 展开更多
关键词 核电机组 蒸汽发生器 屏蔽主泵 泵壳 焊接 无损检测
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核电机组非能动技术的应用及其发展 被引量:35
4
作者 周涛 李精精 +4 位作者 汝小龙 盛程 陈娟 黄彦平 肖泽军 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2013年第8期81-89,14,共9页
非能动技术日益成为先进核电设计及安全保障的重要标志。通过辨识非能动与广义非能动的概念,指出其特征及关联性,明确非能动与能动概念的辩证统一。将非能动技术划分为12种类型:自然循环类;重力作用类;惯性作用类;温差传递类;材料效应类... 非能动技术日益成为先进核电设计及安全保障的重要标志。通过辨识非能动与广义非能动的概念,指出其特征及关联性,明确非能动与能动概念的辩证统一。将非能动技术划分为12种类型:自然循环类;重力作用类;惯性作用类;温差传递类;材料效应类;体积变化类;虹吸效应类;密度锁类;负反馈类;压力作用类;逆止阀类;氢气复合(点火)器类等。划分了非能动技术历史包括诞生阶段,辅助阶段和壮大阶段。明确非能动技术发展的螺旋式上升和波浪式前进的特点。明晰了广义非能动概念使用可能带来的误区;非能动技术是完全可靠地误区;非能动技术完全优于能动技术的误区。提出非能动技术未来发展方向是:可靠性问题是首要问题;积极明确其机理及实现问题;要从交叉、种类和增强非能动技术功能上下功夫;要注意研究非能动条件下的安全文化。指出:非能动技术的发展是能源工业发展的必要条件,要积极创新非能动技术,并正确应用非能动技术所带来的工业技术发展与革新,联合应用能动技术与非能动技术是系统安全可靠高效运行的基本保障。 展开更多
关键词 非能动 广义非能动 核电机组 误区
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核电机组发电能力改善的途径 被引量:7
5
作者 池志远 张大勇 +1 位作者 柴伟东 刘道和 《热力发电》 CAS 北大核心 2007年第6期1-5,共5页
根据核电机组热力系统的特点,提出了核电机组发电能力的初步评价原则与指标。介绍了大亚湾核电站与岭澳核电站近年来为改善核电机组发电能力所采取的措施并评价了其实施效果,提出了进一步提高核电机组发电能力的建议。
关键词 核电站 990MW机组 热力系统 发电能力 反应堆热功率 热效率
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后福岛时期我国核电的发展 被引量:42
6
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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Arabelle型核电机组典型振动故障分析与处理对策 被引量:2
7
作者 张卫军 张恒 +1 位作者 胡启龙 王军刚 《热力发电》 CAS CSCD 北大核心 2022年第12期172-178,共7页
分析了国内核电主力机型——Arabelle型半转速核电机组出现的多种典型振动故障,其中包括该机型独有的振动问题。通过对24台机组的大量现场试验研究,就动静摩擦、升负荷过程高中压转子振动爬升、质量(热)不平衡、发电机测振支架结构共振... 分析了国内核电主力机型——Arabelle型半转速核电机组出现的多种典型振动故障,其中包括该机型独有的振动问题。通过对24台机组的大量现场试验研究,就动静摩擦、升负荷过程高中压转子振动爬升、质量(热)不平衡、发电机测振支架结构共振、联轴器连接松动、轴系长周期振动波动等该机型的共性振动故障进行了机理分析和特征总结,并针对不同类型的振动故障提供了现场治理对策。可为Arabelle型核电机组振动故障诊断治理提供参考。 展开更多
关键词 Arabelle 核电机组 汽轮发电机组 振动故障 现场试验
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核电1000MW机组汽轮机高中压转子弯曲振动特性 被引量:9
8
作者 张恒 杨璋 张学延 《热力发电》 CAS 北大核心 2016年第11期25-28,35,共5页
以某核电1 000 MW机组HN1089型半速汽轮机为研究对象,采用高级旋转机械动力学软件ARMD,对8个支撑轴承分别进行建模计算,得到其静、动态特性参数;然后将轴系4根转子模化,并计入减震弹簧基础的影响,建立基础-可倾瓦轴承-转子的动力学模型... 以某核电1 000 MW机组HN1089型半速汽轮机为研究对象,采用高级旋转机械动力学软件ARMD,对8个支撑轴承分别进行建模计算,得到其静、动态特性参数;然后将轴系4根转子模化,并计入减震弹簧基础的影响,建立基础-可倾瓦轴承-转子的动力学模型;通过动力学计算分析获得轴系动力学特性,并通过现场实测轴系临界转速与计算值的对比验证了计算模型的准确性;基于此,计算了该高中压转子加配重时轴系的振动响应与一阶振型弯曲时的振动响应,并与同容量火电机组汽轮机转子的振动特性进行比较。结果表明:相比于同容量1 000 MW等级火电机组,核电机组汽轮机转子的加重响应敏感性仅为其1/6;核电高中压转子重心处弯曲值<0.06mm时,理论上从高中压缸的动平衡通道在转子轮毂专用加重螺孔处安装动平衡螺钉,即可满足机组运行要求,但当弯曲值超过>0.06mm后,需要揭缸检查并根据实际故障程度决定在高中压转子中部轮毂燕尾槽处加重处理或返厂维修,这将导致工期延长,给电厂带来较大经济损失。因此,建议核电机组的日常运行及启停机过程操作应更加严格规范,严防转轴发生弯曲事故。 展开更多
关键词 振动 核电 1000MW机组 汽轮机 高中压转子 弯曲 不平衡响应
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直流式蒸汽发生器压力控制仿真 被引量:3
9
作者 许志斌 吴婕 +2 位作者 全正庭 张晓申 马晓茜 《热力发电》 CAS 北大核心 2015年第12期98-102,共5页
基于对直流式蒸汽发生器的热工和水力特性的分析和质量、能量、体积三大守恒定律,建立了直流式蒸汽发生器压力控制数学模型,并采用PID控制器构建了直流式蒸汽发生器压力串级控制系统,对所建模型进行了仿真验证。结果表明:二回路给水流... 基于对直流式蒸汽发生器的热工和水力特性的分析和质量、能量、体积三大守恒定律,建立了直流式蒸汽发生器压力控制数学模型,并采用PID控制器构建了直流式蒸汽发生器压力串级控制系统,对所建模型进行了仿真验证。结果表明:二回路给水流量和出口蒸汽流量对直流式蒸汽发生器压力的影响较一回路传热量更大;无扰动和扰动工况下,控制系统均能够在400s内使直流式蒸汽发生器压力稳定至设定值,且最大压力超调量均小于5%;直流式蒸汽发生器压力动态数学模型能够较好地表征一回路冷却剂温度、二回路给水流量及出口蒸汽流量与蒸汽发生器压力的关系;直流式蒸汽发生器压力串级控制系统响应速度快,超调量小,具有较强的鲁棒性和抗干扰能力。 展开更多
关键词 核电机组 直流式蒸汽发生器 控制模型 一回路 二回路 流量 压力 串级控制系统
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基于控制棒调节的核电机组调峰仿真研究 被引量:2
10
作者 方源 陈世和 方彦军 《广东电力》 2012年第7期27-30,共4页
以1 200 MW压水堆核电机组为研究对象,研究了机组功率补偿棒组控制系统模型,建立了功率棒棒位控制系统模型;结合控制系统工作特性和经验公式,对各模块函数进行MATLAB仿真,得到调节功率时棒速和棒位偏差的变化曲线。由曲线得到结论:利用... 以1 200 MW压水堆核电机组为研究对象,研究了机组功率补偿棒组控制系统模型,建立了功率棒棒位控制系统模型;结合控制系统工作特性和经验公式,对各模块函数进行MATLAB仿真,得到调节功率时棒速和棒位偏差的变化曲线。由曲线得到结论:利用控制棒调节能使机组输出功率达到设定值,调节过程中功率变化平稳,功率峰误差移动在可接受范围内,达到了理想的控制效果。此外还对该方法的适用范围进行了探讨。 展开更多
关键词 核电机组 功率控制 控制棒 MATLAB仿真
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电力系统不同过程仿真中的核电机组数学模型研究 被引量:4
11
作者 黄岳峰 徐政 《机电工程》 CAS 2013年第12期1546-1549,共4页
针对"核电机组单机容量普遍比火电机组大、运行特性不同于火电机组且在电力系统中比例不断升高从而给电力系统稳定运行造成影响"的问题,在前人建立的详细核电机组数学模型的基础上,建立了适用于电力系统中长期稳定性分析的核... 针对"核电机组单机容量普遍比火电机组大、运行特性不同于火电机组且在电力系统中比例不断升高从而给电力系统稳定运行造成影响"的问题,在前人建立的详细核电机组数学模型的基础上,建立了适用于电力系统中长期稳定性分析的核电机组数学模型,并在Simulink平台上,通过对单机无穷大系统的暂态稳定性仿真测试,考察了在暂态稳定性仿真中核电机组机械出力以及其他相关变量的变化。研究结果表明,在电力系统暂态稳定性分析中,核电机组机械出力和其他核电机组内部的相关变量变化很小,因此核电机组的机械功率可以当作恒功率来处理,这样可以极大地简化核电机组在电力系统暂态稳定性研究中的数学模型。 展开更多
关键词 核电机组 数学模型 中长期稳定 暂态稳定
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大亚湾核电站900MW核电机组超加速度保护存在的问题分析及对策 被引量:2
12
作者 田丰 罗向东 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第4期68-70,80,共4页
介绍了大亚湾核电站900MW机组一次因电网三相短路故障诱发汽轮机超加速度保护动作,直至手动打闸停机的事件,对相关问题进行了分析,并提出了取消高压截止阀对超加速度保护响应的改进措施。通过完善相关涉网自动保护和控制策略,改善了电... 介绍了大亚湾核电站900MW机组一次因电网三相短路故障诱发汽轮机超加速度保护动作,直至手动打闸停机的事件,对相关问题进行了分析,并提出了取消高压截止阀对超加速度保护响应的改进措施。通过完善相关涉网自动保护和控制策略,改善了电网及核电机组本身的安全稳定性。 展开更多
关键词 核电机组 超加速度保护 蒸汽阀快关 电网 可靠性
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蒸汽发生器管子管板焊缝焊接见证件缺陷原因分析及处理 被引量:2
13
作者 黄均麟 李磊 +4 位作者 杨俊 何戈宁 汤臣杭 吴杨 吴琼 《电焊机》 2019年第4期291-294,共4页
对国内某二代改进型核电机组蒸汽发生器管子管板焊接见证件根部不连续的原因进行分析结果表明,根部不连续超标的根本原因为清洁不彻底,管壁存在杂物影响定位胀效果而导致根部管-孔间隙过大所致,不能代表对应的产品焊缝。根据分析结果提... 对国内某二代改进型核电机组蒸汽发生器管子管板焊接见证件根部不连续的原因进行分析结果表明,根部不连续超标的根本原因为清洁不彻底,管壁存在杂物影响定位胀效果而导致根部管-孔间隙过大所致,不能代表对应的产品焊缝。根据分析结果提出了相应的防范措施,对后续管子管板焊缝的焊接具有一定的参考和借鉴意义。 展开更多
关键词 二代改进型核电机组 管子管板焊缝 见证件 根部不连续 原因分析
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M310及改进型机组运行阶段共性问题研究 被引量:1
14
作者 王娅琦 陶书生 +3 位作者 李世欣 尹宝娟 赵力 张泽宇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第6期902-907,共6页
M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M31... M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M310型核电厂设计类和运行类共性问题共46项,并给出了这些问题存在的方面和系统。对M310型机组的共性问题进行总结为核电厂的运行和监管提供有益的参考。 展开更多
关键词 M310机组 共性问题 核电机组
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核电半速机组给水泵驱动方式的选择 被引量:12
15
作者 陈娟 田瑞航 《广东电力》 2005年第8期52-55,共4页
给水泵在电站辅机中占有重要地位,其安全可靠运行直接影响到整个电站的安全性和可用率。对于核电半速机组,通过对给水泵运行经济性、运行可靠性和设备投资费用等方面的比较,得出采用电动给水泵方案应是优选方案的结论。
关键词 核能发电 半速机组 给水泵 驱动方式
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310MW核电机组发电机振动的诊断和处理 被引量:2
16
作者 张卫军 晁义林 +2 位作者 曹喆士 熊辉 葛祥 《热力发电》 CAS 北大核心 2011年第1期62-65,共4页
对秦山核电有限公司310 MW核电机组发电机后轴承座振动故障进行相关试验,认为其振动原因是轴承底座与台板之间垫片厚度不均以及二者表面未清理干净导致接触状态不良所致,检修中通过更换轴承底座垫片,使8号轴承座振动从13.1 mm/s降低到3.... 对秦山核电有限公司310 MW核电机组发电机后轴承座振动故障进行相关试验,认为其振动原因是轴承底座与台板之间垫片厚度不均以及二者表面未清理干净导致接触状态不良所致,检修中通过更换轴承底座垫片,使8号轴承座振动从13.1 mm/s降低到3.1 mm/s,消除了发电机振动故障。 展开更多
关键词 310MW核电机组 发电机振动 故障诊断处理
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核电参与电力系统调度运行方式分析 被引量:6
17
作者 刘飞 姚莉娜 +3 位作者 康基伟 杨楠 魏大千 朱振山 《电力与能源》 2014年第4期449-454,共6页
随着我国核电接入容量的扩大,研究合理的核电参与电力系统调度运行的方式具有重要意义。介绍了两种典型的核电运行方式,针对不同运行方式分别构建了相应的优化调度模型,提出了基于系统安全、环境、经济成本角度的评价指标,利用改进的帝... 随着我国核电接入容量的扩大,研究合理的核电参与电力系统调度运行的方式具有重要意义。介绍了两种典型的核电运行方式,针对不同运行方式分别构建了相应的优化调度模型,提出了基于系统安全、环境、经济成本角度的评价指标,利用改进的帝国竞争算法对模型进行求解,根据解得的调度结果,对比核电两种运行方式对电力系统及核电机组本身的影响。仿真结果表明,核电可以在一定程度上参与系统调峰,会导致其节约能源的绝对量减少,并增加其运行成本,但对系统调峰安全、常规机组的煤耗率影响较小,并且具有更高的碳收益。 展开更多
关键词 核电机组 调度运行 帝国竞争算法
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改善核电机组启动阶段蒸汽发生器水质的措施 被引量:3
18
作者 阮良成 秦建华 +2 位作者 洪源平 高明华 陈忠武 《发电设备》 2007年第3期209-213,共5页
从核电厂运行控制和改善蒸汽发生器二回路水质的冲洗操作经验,分析了主给水泵启动,蒸汽发生器排污流量等因素对水质的影响。这些改善措施使机组启动满足了电厂运行技术规范书的要求,并达到了世界核营运者协会(WANO)规定的化学性能指标。
关键词 能源与动力工程 核电机组 启动 蒸汽发生器 水质 运行控制
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压水堆核电机组一次调频动态仿真 被引量:17
19
作者 唐贞鹏 陈世和 +3 位作者 伍宇忠 王鹏飞 方华伟 赵福宇 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2013年第11期3197-3201,共5页
随着我国核电的快速发展,核电装机不断增加。但是目前我国核电机组由于各种原因,始终是以基本负荷模式运行,不参与电网调频,这对电网频率的控制带来了巨大冲击。针对此问题,以大亚湾核电站为研究对象,对核电机组参与电网一次调频的可行... 随着我国核电的快速发展,核电装机不断增加。但是目前我国核电机组由于各种原因,始终是以基本负荷模式运行,不参与电网调频,这对电网频率的控制带来了巨大冲击。针对此问题,以大亚湾核电站为研究对象,对核电机组参与电网一次调频的可行性进行了研究。建立了压水堆核电机组全电厂的非线性时变动态模型,用FORTRAN语言编写了动态计算程序。然后把动态计算程序编译为动态链接库文件,并通过以S函数的方式接入Matlab/Simulink仿真平台,在Matlab/Simulink中进行了核电机组一次调频仿真平台搭建和一次调频动态仿真。仿真结果表明,在目前核电机组的设计下,核电机组从安全性和经济性上可以参与电网一次调频。 展开更多
关键词 核电机组 一次调频 S-函数 动态模型
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核电与火电600MW机组空冷塔抗大风性能对比 被引量:1
20
作者 张荣勇 顾红芳 +2 位作者 李海珠 张喆 王海军 《热力发电》 CAS 北大核心 2015年第3期119-123,128,共6页
采用CFD模拟方法比较600 MW同等级核电机组空气冷却塔(空冷塔)与火电机组空冷塔在不同风速下的热力性能,得到了不同环境温度下机组背压与风速变化的相应关系。分析结果表明,空冷塔规模越大,抗风能力越强;在同等发电功率下,核电机组空冷... 采用CFD模拟方法比较600 MW同等级核电机组空气冷却塔(空冷塔)与火电机组空冷塔在不同风速下的热力性能,得到了不同环境温度下机组背压与风速变化的相应关系。分析结果表明,空冷塔规模越大,抗风能力越强;在同等发电功率下,核电机组空冷塔的规模远大于火电机组。因此,可以借助已经成熟运行的火电机组空冷塔的运行经验为未来核电机组空冷的应用提供参考。 展开更多
关键词 600MW机组 核电 火电 环境风速 迎面风速 扇段出水温度 空冷塔
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