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Development and Application of Maintenance Template in Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant 被引量:2
1
作者 张圣 陈宇 +1 位作者 曹智鹏 莫春铌 《Journal of Donghua University(English Edition)》 EI CAS 2015年第1期162-165,共4页
Good practices of maintenance optimization in nuclear power field need to be effectively consolidated and inherited,and maintenance optimization can provide technology support to create a long-term reliable and econom... Good practices of maintenance optimization in nuclear power field need to be effectively consolidated and inherited,and maintenance optimization can provide technology support to create a long-term reliable and economic operation for nuclear power plants( NPPs) especially for a large number of nuclear powers under construction. Based on the development and application of maintenance template in developed countries,and combining with reliability-centered maintenance( RCM) analysis results and maintenance experience data over the past ten years in domestic NPPs, the development process of maintenance template was presented for Chinese pressurized water reactor( PWR) NPP,and the application of maintenance template to maintenance program development and maintenance optimization combined with cases were demonstrated. A shortcut was provided for improving the efficiency of maintenance optimization in domestic PWR NPP,and help to realize a safe,reliable,and economic operation for domestic NPPs. 展开更多
关键词 pressurized water reactor(pwr) nuclear power plant maintenance template maintenance program maintenance optimization
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A Novel Computerized Water Level Control System of PWR Steam Generator of Nuclear Power Plant 被引量:1
2
作者 M.Tahir Khaleeq Lang Wenpen He Guosen (School of Automation) 《Advances in Manufacturing》 SCIE CAS 1998年第3期56-66,共11页
This paper presents a novel method to solve old problem of water level control system of pressurized water reactor (PWR) steam generator (SG) of nuclear power plant (NPP) .The level control system of SG plays an impo... This paper presents a novel method to solve old problem of water level control system of pressurized water reactor (PWR) steam generator (SG) of nuclear power plant (NPP) .The level control system of SG plays an important role which effects the reliablity,safty,cost of SG and its mathematical models have been solved.A model of the conventional controller is presented and the existing problems are discussed. A novel rule based realtime control technique is designed with a computerized water level control (CWLC) system for SG of PWR NPP.The performance of this is evaluated for full power reactor operating conditions by applying different transient conditions of SG′s data of Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP). 展开更多
关键词 Steam Generator (SG) pressurized water reactor (pwr) Nuclaer power Plant (NPP) Rule based Real time Control (RRC)
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爆破阀在三代压水堆机组中的应用
3
作者 毛朋成 盛美玲 +1 位作者 丘锦萌 唐辉 《阀门》 2025年第1期80-85,共6页
三代压水堆机组作为核能的重要组成部分,不仅是电力供应的主力军,也是维护能源安全和应对气候变化的重要手段之一,其安全性和可靠性是人们关注的焦点。本文调研三代压水堆机组关键设备——爆破阀的研究现状及应用情况,介绍其发展历史、... 三代压水堆机组作为核能的重要组成部分,不仅是电力供应的主力军,也是维护能源安全和应对气候变化的重要手段之一,其安全性和可靠性是人们关注的焦点。本文调研三代压水堆机组关键设备——爆破阀的研究现状及应用情况,介绍其发展历史、基本结构、技术特点、应用现状、相关法规标准,并分析面临的机遇与挑战,为核电站设计建造和运营管理提供参考。作为主动卸压系统的关键设备,爆破阀凭借非能动、零泄漏、快速、可靠卸压等特性被广泛应用,国内相关法规标准已初步完善,但仍面临检修维护、经济成本等方面的挑战。 展开更多
关键词 爆破阀 三代核电技术 核电站快速卸压
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压水堆核电厂辐射防护设计平台的开发及应用
4
作者 吕炜枫 魏欣南 +2 位作者 李云飞 熊军 刘杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期53-59,85,共8页
基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计... 基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计项目对辐射防护设计平台进行了测试验证。 展开更多
关键词 辐射防护 设计平台 压水堆核电厂
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压水堆核电机组给水流量控制优化
5
作者 何朝均 《兵工自动化》 北大核心 2024年第12期23-25,共3页
针对难以适应压水堆核电机组复杂的工作环境、给水流量控制不稳定、难以实现精确调节的问题,提出一种基于非线性状态广义预测的压水堆核电机组给水流量控制方法。利用差压式流量计采集给水流量历史数据,以此为依据,利用非线性状态广义... 针对难以适应压水堆核电机组复杂的工作环境、给水流量控制不稳定、难以实现精确调节的问题,提出一种基于非线性状态广义预测的压水堆核电机组给水流量控制方法。利用差压式流量计采集给水流量历史数据,以此为依据,利用非线性状态广义预测模型,预测未来时刻给水流量,根据预测结果与当下时刻采集结果之间的误差为输入,计算误差补偿量,通过控制器控制律,实现压水堆核电机组给水流量控制。结果表明:该方法能够在不确定的环境中高效地实现控制给水流量,控制偏差相对更小,控制性能更好。 展开更多
关键词 非线性状态广义预测 压水堆核电机组 给水流量控制方法
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聚丙烯酸对蒸汽发生器二次侧泥渣颗粒的分散效果
6
作者 刘佳露 王骏 +8 位作者 但体纯 杨顺龙 赖宏宇 邓清泉 吴申奥 操容 肖调兵 陈银强 桂春 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第9期80-84,共5页
压水堆核电站蒸汽发生器(SG)二次侧泥渣颗粒主要成分为铁氧化物,采用静态沉降试验考察了分散剂聚丙烯酸(PAA)对Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)铁氧化物颗粒的分散效果。结果表明:PAA明显减缓了Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)颗粒的沉降速率,其对... 压水堆核电站蒸汽发生器(SG)二次侧泥渣颗粒主要成分为铁氧化物,采用静态沉降试验考察了分散剂聚丙烯酸(PAA)对Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)铁氧化物颗粒的分散效果。结果表明:PAA明显减缓了Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)颗粒的沉降速率,其对前者的分散效果更优;PAA对颗粒的分散效果随着颗粒粒径的减小而增强,PAA对粒径在12μm以下的Fe_(3)O_(4)颗粒具有明显的分散效果;PAA对铁氧化物颗粒保持较好分散效果的有效质量浓度范围较宽,在μg/L至mg/L级别;PAA对粒径小于28μm的SG真实泥渣具有明显的分散效果,PAA的加入使得泥渣颗粒的悬浮率从34.05%提高至56.93%。 展开更多
关键词 聚丙烯酸(PAA) 铁氧化物颗粒 静态沉降试验 分散效果 压水堆核电站
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大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则 被引量:22
7
作者 吴国旸 宋新立 +3 位作者 鞠平 林俊杰 吕军 苏毅 《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2014年第3期178-183,188,共7页
针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压... 针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。 展开更多
关键词 压水堆 核电机组 涉网保护 源网协调 安全自动装置 全过程动态仿真
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大型压水堆核电机组与电网相互影响机制的研究 被引量:27
8
作者 赵洁 刘涤尘 +3 位作者 欧阳利平 孙文涛 王强 杨楠 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第1期64-70,17,共7页
核电机组具有不同于常规机组的特性,接入电网后会与电网产生较为严重的相互影响。在电力系统分析综合程序中,建立了压水堆核电机组自定义模型,研究了电网电压、频率扰动对核电机组的影响,分析了电网故障引起的核电厂动态响应及核电机组... 核电机组具有不同于常规机组的特性,接入电网后会与电网产生较为严重的相互影响。在电力系统分析综合程序中,建立了压水堆核电机组自定义模型,研究了电网电压、频率扰动对核电机组的影响,分析了电网故障引起的核电厂动态响应及核电机组切机对电网的影响,并提出了安全稳定控制措施与策略。仿真结果表明,核电机组会受到电网频率和电压扰动的影响,它对电网频率和电压有较高要求。如果电网故障能迅速清除,且电网保持稳定,核电机组则可承受电网中的较大扰动。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 电网 频率特性 暂态稳定 相互影响
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核电站用钢管材料及其国产化 被引量:27
9
作者 赵彦芬 遆文新 +1 位作者 汪小龙 薛飞 《钢管》 CAS 2007年第2期11-14,共4页
在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材... 在国家大力发展核电的规划和形势下,核电站建设正处于快速发展阶段,而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描述,希望对核电用钢管材料的国产化,特别是迫在眉睫的核用材料标准化工作起到一定的作用。 展开更多
关键词 压水堆核电站 钢管 材料 国产化
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秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 被引量:18
10
作者 吴宜灿 胡丽琴 +17 位作者 李亚洲 罗月童 袁润 王芳 王家群 顾晓慧 汪进 陈珊琦 王强龙 黄群英 汪建业 张振华 陈明军 曾春 宋明海 苏长松 彭晓春 张刚平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期68-74,85,共8页
核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关... 核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风险监测系统RiskAngel,并以此为基础结合秦山三期重水堆核电站的安全特点和实际应用需求开发了秦山三期重水堆核电站风险监测器(TQRM)。本文总结了核电站风险监测系统的发展现状及趋势,对TQRM系统的设计思想、总体架构、主要功能、关键算法、技术特点及相关测试应用进行概要介绍。 展开更多
关键词 核电站 风险监测系统 概率安全评价 重水堆
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压水堆核电厂接入电力系统建模 被引量:33
11
作者 赵洁 刘涤尘 吴耀文 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2009年第31期8-13,共6页
为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,利用电力系统分析综合程序(power system analysis software package,PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆... 为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,利用电力系统分析综合程序(power system analysis software package,PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆核电厂动力部分作为发电机调速器,可与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。在PSASP中使用该模型计算核电机组的自稳定性、自调节性和接入单机无穷大系统的故障响应,验证了模型的正确性和适用性。此外,由于压水堆的负温度效应,核电机组可承受一定的外部干扰和功率阶跃。若电网故障切除迅速,核电厂与电力系统之间的相互影响很小。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 电力系统 电力系统分析综合程序 用户自定义建模 仿真
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基于粒子群算法的压水堆核电机组回热系统优化 被引量:8
12
作者 周兰欣 李飞 +1 位作者 付文锋 王庆五 《热力发电》 CAS 北大核心 2014年第9期5-11,共7页
针对核电机组二回路系统的特点,经过推导构造了通用型核电机组热经济性计算框架。据此,选择循环热效率作为优化目标,抽汽压力作为优化变量,建立了通用型核电机组回热系统优化模型。以某压水堆核电900MW机组为例,将自适应权重粒子群(AWP... 针对核电机组二回路系统的特点,经过推导构造了通用型核电机组热经济性计算框架。据此,选择循环热效率作为优化目标,抽汽压力作为优化变量,建立了通用型核电机组回热系统优化模型。以某压水堆核电900MW机组为例,将自适应权重粒子群(AWPSO)算法应用于核电二回路给水回热分配优化。计算结果表明,该算法具有良好的收敛性和搜索性,其优化结果优于传统方法和原设计方案,为压水堆核电机组二回路回热系统优化设计提供了一种便捷的方法。 展开更多
关键词 压水堆 核电机组 核电二回路 回热系统 给水回热分配 AWPSO算法
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基于PSASP自定义模型的核电机组动态响应仿真 被引量:9
13
作者 赵洁 刘涤尘 +3 位作者 熊莉 陈琪 杜治 雷庆生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期113-117,142,共6页
根据压水堆核电厂物理过程的热工水力学分析和能量转化与传递规律,在电力系统分析综合程序(PSASP)中建立了适用于核电厂内部动态和电力系统暂态稳定计算的压水堆核电厂的集总参数模型。仿真分析了核电机组的功率调节特性,包括自稳定性... 根据压水堆核电厂物理过程的热工水力学分析和能量转化与传递规律,在电力系统分析综合程序(PSASP)中建立了适用于核电厂内部动态和电力系统暂态稳定计算的压水堆核电厂的集总参数模型。仿真分析了核电机组的功率调节特性,包括自稳定性、自调节性和功率调节系统作用下的功率阶跃和线性升降特性等。结果表明,由于负温度效应,压水堆具有自稳定性和自调节性,可承受一定的外部干扰和至少10%Pn的功率阶跃;在功率调节系统作用下,核电机组的功率调节速率可达到5%Pn/min,能满足电网调峰的要求。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 模型 电网调峰 电力系统分析综合程序
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压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究 被引量:3
14
作者 薛飞 余伟炜 +4 位作者 遆文新 王兆希 张路 林磊 石崇哲 《机械强度》 CAS CSCD 北大核心 2011年第6期890-894,共5页
对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于... 对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。 展开更多
关键词 低周疲劳 核电 压水堆 主管道
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大型压水堆核电机组失磁动态特性及机理研究 被引量:7
15
作者 孙文涛 刘涤尘 +4 位作者 赵洁 董飞飞 周雨田 贾骏 程辰 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2014年第10期1538-1545,共8页
核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系... 核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系统模型、励磁系统模型及失磁故障数学模型,研究了核电机组在不同功率水平运行时的失磁动态响应特性及机理。结果表明:满载失磁对反应堆及热力系统冲击大,核电机组应可靠跳闸;低功率运行失磁时,核电机组可以短期内维持并网异步运行;核电机组发生失磁导致厂用电的可靠性和供电质量下降,应该采取相应措施提高厂用电的可靠性。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 失磁故障 机组保护 动态响应 厂用电
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适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型 被引量:7
16
作者 孙文涛 刘涤尘 +4 位作者 赵洁 董飞飞 周雨田 贾骏 程辰 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第4期987-993,共7页
以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态... 以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态模型与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。结果表明,基于上述核电厂模型得到的仿真结果与基于核电厂专用仿真软件PCTRAN得到的仿真结果基本一致,验证了所建立AP1000核电厂模型有效性,该模型具有较高的仿真效率,可用于AP1000核电厂接入电网的稳定计算和分析;在电力系统中长期稳定分析中,应该考虑核电厂主蒸汽压力变化对汽轮机机械功率输出的影响,为AP1000核电厂接入电网的稳定分析奠定了基础。 展开更多
关键词 AP1000 压水堆核电厂 PSASP UPI 电网故障 动态模型 PCTRAN
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测量压水堆核电站一回路水泄漏的 ^(13)N 监测系统 被引量:8
17
作者 郭兰英 赵修良 +4 位作者 赵立宏 龚学余 曹雷 何宪 凌球 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 1998年第4期282-284,共3页
本文描述了监测压水堆核电站一回路水泄漏率的13N监测系统的工作原理,系统组成及工作性能。该系统具有探测灵敏度高、可靠性高及响应速度快等优点。
关键词 核电站 压水堆核电站 泄漏率 氮13 监测系统
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RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造 被引量:7
18
作者 林萌 杨燕华 +2 位作者 胡锐 苏云 张荣华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第2期125-129,139,共6页
RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成... RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。 展开更多
关键词 RELAP5 核电站模拟器 热工水力程序
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压水堆核电厂对电网低频振荡的影响 被引量:3
19
作者 云雷 刘涤尘 +1 位作者 赵洁 黄涌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2011年第34期36-42,共7页
针对压水堆核电厂的运行特性,研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响,这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式,并通过矩阵束分析法... 针对压水堆核电厂的运行特性,研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响,这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式,并通过矩阵束分析法对扰动后的电网功率振荡曲线进行模态分析与曲线拟合来识别电网发生扰动后的主导振荡模式,最后在与该模式强相关的大畈核电机组上配置电力系统稳定器(power system stabilizer,PSS)来达到提高系统阻尼从而提高系统稳定性的目的。仿真结果表明,扰动后会激发电网中若干弱阻尼振荡模式从而引起大畈核电及其邻近地区发生较大幅度的功率振荡,而PSS的合理配置可以有效地抑制低频振荡从而保证系统的安全稳定运行。 展开更多
关键词 电力系统 压水堆核电厂 低频振荡 矩阵束算法 电力系统稳定器
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压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法 被引量:29
20
作者 李兰 杨洪润 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期135-139,共5页
在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损... 在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断。结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 燃料元件破损 诊断方法
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