反应堆安全与控制属于《中国图书分类法》中的四级类目,该分类相关的期刊文献有2915篇,会议文献有791篇,学位文献有513篇等,反应堆安全与控制的主要作者有曹学武、蔡琦、赵新文,反应堆安全与控制的主要机构有中国核动力研究设计院、中国原子能科学研究院、上海核工程研究设计院等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: 最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统B...
2.[期刊]
摘要: 利用MELCOR程序对小型船用堆稳压器喷雾除气过程及停堆过程进行建模,进而模拟核动力装置从功率运行至降功率除气,以及除气结束后停堆消除稳压器气腔的全部物理过程...
3.[期刊]
摘要: 华龙一号的非能动安全壳冷却系统(PCS)对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析...
4.[期刊]
摘要: 作为数值反应堆中必不可少的物理和热工部分,中广核研究院有限公司开发了三维物理热工耦合分析软件,通过动态链接库技术实现了自主研发的核反应堆系统瞬态分析软件和三维...
5.[期刊]
摘要: 针对某小型压水堆,采用最佳估算加不确定性分析的方法,以最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM为工具开展小破口失水事故的瞬态特性分析;基于Wilks公式的非...
6.[期刊]
摘要: 由于核电站稳压器复杂的特性,其压力控制系统的数学模型难以准确建立,且模型具有非线性、强耦合等特点,传统PID控制难以满足实际的性能要求。为了提高系统性能,提出...
7.[期刊]
摘要: 钠燃烧过程会造成试验厂房内的温度和压力显著升高。试验厂房的门作为厂房边界的一部分,应具备防火隔热和承压密封的功能,但在目前的实际应用中并没有可以满足该要求的工...
8.[期刊]
摘要: 欧洲用户要求(EUR)提出的有限影响准则(CLI)常被用于针对严重事故的放射性释放验收标准,由于EUR并未公开关于CLI相关环境影响系数的确定方法,国内相关机...
9.[期刊]
摘要: 为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料...
10.[期刊]
基于GEANT4模拟分析不同能量质子在CMOS APS中的位移损伤研究
摘要: 本文针对图像传感器在空间辐射环境中电学性能退化问题,采用蒙特卡罗方法基于互补金属氧化物半导体(CMOS)APS器件建立几何模型,开展不同能量质子与靶原子的相互...
11.[期刊]
摘要: 开展压力管道泄漏监测系统的研制需要在不锈钢管上制作各种尺寸的孔隙,以得到不同的泄漏率,从而建立泄漏定量模型。为此,本文在已知泄漏率的情况下,对不同泄漏率下的不...
12.[期刊]
摘要: 为了对目前CEFR反应堆设计中的安全裕度进行研究,通过simulink建立钠冷快堆CEFR的热工模型。采用反应堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护的方法,对其一回...
13.[期刊]
摘要: 基于华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS)综合性能实验装置实验结果,对采用基于漂移流模型开发的华龙一号PCS程序(PCS-NCCP)进行验证,对比分析了设...
14.[期刊]
摘要: 2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及...
15.[期刊]
摘要: 《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)提出必须实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列,但国内尚缺少实际消除明确的验收准则及论证方...
16.[期刊]
摘要: 对于复杂机械结构的可靠性分析,通常需要形式简单的功能函数来定义结构失效,响应面法是结构可靠性分析中最常用的近似功能函数形式,传统近似过程在以基本随机变量均值点...
17.[期刊]
摘要: 针对蒸汽发生器液位控制系统在压水堆核电站中维护电厂安全和高效运行的重要地位,而蒸汽发生器液位被控对象在不同负荷段及变动工况下呈现出的非线性特性,提出一种具有变...
18.[期刊]
摘要: 核能作为清洁、高效的能源,可以取代燃煤用于冬季供暖,从而实现供暖过程中“减污降碳”的目标。针对热网提出的供热需求指标,本文基于MATLAB/Simulink仿...
19.[期刊]
摘要: ^(64)Cu是近年来得到广泛关注的一种正电子核素,在核医学正电子发射计算机断层显像诊断中的应用日益增多。为实现^(64)Cu核素的高质量、稳定和批量化制备,...
20.[期刊]
摘要: 本文基于我国场地广义条件谱,对我国某核电厂安全壳进行了多元地震易损性研究。给出了我国场地向量型概率地震危险性分析与分解理论,提出了我国场地广义条件谱生成方法和...
1.[会议]
摘要: 重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研...
2.[会议]
摘要: 气泡体积是决定鼓泡式过滤器性能的重要参数,当使用多孔板作为曝气装置时,孔板结构和气腔状态会对生成气泡体积产生影响.本文采用可视化方法实验研究孔板结构、气腔状态...
3.[会议]
摘要: 针对多维不确定性参数、小失效概率的功能可靠性分析,提出了一种优化线抽样的可靠性分析方法.该方法采用遗传算法求解约束条件的优化模型来寻求最优化重要方向,进而得到...
4.[会议]
摘要: 核岛是复杂耦联的空间结构体系,开展楼板谱分析时,为考虑子结构动力特征影响和计算效率,需将必要的子结构进行简化.为评估常用的空间集中质量-杆系模型与三维模型的动...
5.[会议]
摘要: 为验证某型号安全壳隔离阀在要求地震荷载及端部加载作用下的结构以及功能完整性,在6m×6m地震试验台上,对该阀门进行了抗震及端部加载试验研究.其中抗震试验中采用...
6.[会议]
摘要: 电气贯穿件是安装在核电厂安全壳上,用于电缆/光缆贯穿反应堆安全壳的专用电气设备,对核电厂的安全运行至关重要.研制工作从技术方案、关键技术识别及关键技术攻关、鉴...
7.[会议]
摘要: 反应堆堆内构件控制棒导向筒组件为控制棒的插入提供通道,用于控制反应堆启动、停堆和功率调节.导向筒组件采用高能真空电子束焊接,电子束熔深是衡量焊接质量的重要指标...
8.[会议]
摘要: AP1000机组安全壳采用模块化建造,吊装过程中的变形和应力控制尤为关键,AP1000依托项目在建设过程中采用吊梁法进行吊装.本文提出了一种改进的吊装方案——...
9.[会议]
摘要: 为了降低核电站严重事故中碎片床冷却性分析的不确定性,采用2个尺寸范围的砂石颗粒模拟构建碎片床,并进行了单相与两相流动实验.基于测量的单相流动阻力压降和Ergu...
10.[会议]
摘要: 核电事故发生后,当喷淋系统失效时,安全壳内置换热器作为余热导出的主要设备,在保证安全壳整体性上起到至关重要的作用.然而安全壳内置换热器支撑装置的设计一直是一个...
11.[会议]
摘要: 核电厂发生事故时释放的放射性核素通过大气传输和扩散对公众造成辐射影响,小型动力堆不同距离事故剂量问题倍受关注.本文以小型动力堆某沿海厂址和某内陆厂址为研究对象...
12.[会议]
摘要: 本报告对国内某核电站EAS013014VB(安全壳喷淋系统第13号和第14号阀门,后续内容只写简称)电动阀力矩杆抖动故障的原因进行分析总结.通过收集相关资料、...
13.[会议]
摘要: CAP1400钢制安全壳体积大,需要在工程施工现场组装、焊接并进行局部热处理,示范工程属于世界首堆,其钢制安全壳热处理尚无先例,热处理工艺无成熟经验可供借鉴....
14.[会议]
摘要: 控制棒驱动机构是驱动反应堆核控制棒组件的重要设备,其提升能力是考验该机构设计成功与否的关键.以控制棒驱动机构提升磁路为研究对象,结合电磁分析软件MagNet对...
15.[会议]
摘要: ADETEL是以AP1000第四级自动泄压系统卸压管线为原型搭建的缩比试验台架,本文根据该台架上开展的以空气-水为试验工质的双端进气ADS-4夹带试验获得的试...
16.[会议]
摘要: 本文以法国第二代混凝土安全壳同配比混凝土为研究对象,采用间断喷淋水方式对混凝土试件进行断面喷淋实验,以此研究喷淋水对安全壳混凝土水饱和程度和气体密封性的影响,...
17.[会议]
摘要: 文章介绍了CFD技术需求及数值反应堆,阐述了基于CFD的核电关键系统设备的热工安全特性研究,同时分析了基于CFD的棒束核燃料组件临界热流密度特性研究,并就CF...
18.[会议]
核能的新时代——以创新驱动发展,构建可持续发展及自然安全的现代核能体系
摘要: 以创新理论为指导,以实现能源革命为目标,以反应堆的自然安全原则为标准,总结半个多世纪的核能技术发展经验,开辟核能的新时代。
19.[会议]
摘要: 为解决高温气冷堆核电站专用控制棒电机驱动系统中主电路能量释放对电机控制芯片TMS320F2806产生的PWM脉冲信号产生干扰,以及主电路的过度充电对电机寿命产...
20.[会议]
摘要: 针对核事故早期应急处置方案选择的不确定性问题,运用贝叶斯风险决策分析方法,分析核事故早期应急处置行动所产生的影响,在此基础上确定指标评价体系.结合福岛核事故注...
1.[学位]
摘要: 在压水堆核电站发生LOCA事故后,由于管道破裂、高能流体喷射以及冷却剂与堆内材料的化学反应,安全壳内会产生大量碎片。碎片随着冷却剂传输至安全壳地坑,在安全壳地...
2.[学位]
摘要: 小型模块化反应堆(如NuScale)的安全壳容器浸没在冷却水池中,用来排出LOCA条件下安全壳内的热量。这种非能动系统的传热效率受壳外冷却水池内热分层的影响。...
3.[学位]
摘要: 中国目前处于产业结构和能源结构调整的大背景下,核电具有能量密度大、稳定性好、燃料运输量小的特点,在满足国家能源供应安全、实施能源供给侧结构性改革和实现能源结构...
4.[学位]
摘要: 核反应堆安全壳建筑的设计至关重要,其用于提高核电站的安全性。由于如TMI,切尔诺贝利和福岛县的核事故,核电发展中的消极观念越来越受到重视。为了改善的新一代核电...
5.[学位]
摘要: 随着我国核电事业的蓬勃发展,核反应堆的安全运行成为研究人员重点关注的对象,而控制棒的下落更关系着事故发生时反应堆能否安全停堆。本文以单根控制棒为研究对象,对控...
6.[学位]
摘要: 铅基反应堆具备优良的中子物理、热工水力和化学等安全特性,成为近年来先进反应堆的研究热点。铅基堆通常采用池式结构设计,二回路利用蒸汽发生器(换热器)将高压过冷水...
7.[学位]
摘要: 当前,能源问题已成为全世界共同关注的焦点问题。聚变能一直被认为是有望彻底解决人类能源问题的方案之一。国际热核实验堆(ITER)作为当今世界最大的国际科学合作计...
8.[学位]
摘要: 气液逆向流动现象在工业系统实际应用中广泛存在,该现象对于设备的安全性与经济性有着非常重要的作用,对于核电厂反应堆中大破口事故而言,环形下降通道内的气液逆向流动...
9.[学位]
摘要: 钠冷快堆是第四代先进反应堆中最有可能实现商业运行的堆型,具有功率密度大,能动停堆安全性好等特点,但在发生堆芯解体事故时,金属燃料与包壳低温共熔形成的合金以及熔...
10.[学位]
摘要: 福岛事故后,人们对于安全壳在事故工况下的完整性更为关注。新一代反应堆的设计中普遍采用非能动安全壳冷却系统。非能动安全壳冷却系统能够在事故工况下,不依靠外部电源...
11.[学位]
摘要: 利用核能是未来能源发展的必然趋势,但是核能的安全问题始终是限制人们大力开发核能的关键问题,因此有必要对反应堆热工水力进行不断深入研究。海洋条件下的反应堆更是受...
12.[学位]
摘要: 非能动安全壳冷却系统(PCS)在先进核电厂系统设计中被大量应用,它能够在不借助外部能源的条件下将安全壳内的事故热导出,以维持安全壳的完整性。对于中国自主研发的...
13.[学位]
摘要: 自然循环由于摆脱了对外加驱动泵的依赖从而提高了反应堆的固有安全性,由于没有噪声对舰船隐蔽性的提高也有较大意义,因此自然循环在船舶核动力装置中得到了越来越广泛的...
14.[学位]
摘要: 金属纤维过滤器是安全壳过滤排放系统中的重要组成部分,能够对小粒径的气溶胶及液滴实现较高的去除效率。本文利用高效率过滤实验平台和阻力、容尘实验平台,选取具有填充...
15.[学位]
摘要: 硼酸控制是压水堆反应性控制重要部分,在启堆初期燃料组件剩余反应性较大,一回路的硼酸可补偿堆芯剩余反应性;堆芯应急冷却中安注水箱将含有高浓度硼酸的冷却剂注入压力...