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先进压水堆

先进压水堆的相关文献在1988年到2022年内共计165篇,主要集中在原子能技术、电工技术、工业经济 等领域,其中期刊论文126篇、会议论文5篇、专利文献501348篇;相关期刊55种,包括军民两用技术与产品、机械制造、水泵技术等; 相关会议4种,包括中国核学会2015年学术年会、北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会、第六届中国核学会省市区“核科技、核应用、核经济(三核)”论坛等;先进压水堆的相关文献由359位作者贡献,包括高超、刘勇、尚臣等。

先进压水堆—发文量

期刊论文>

论文:126 占比:0.03%

会议论文>

论文:5 占比:0.00%

专利文献>

论文:501348 占比:99.97%

总计:501479篇

先进压水堆—发文趋势图

先进压水堆

-研究学者

  • 高超
  • 刘勇
  • 尚臣
  • 伍浩松(校)
  • 冯玉萍
  • 孙涛
  • 滕喆
  • 佟立丽
  • 卓文彬
  • 史春晖
  • 期刊论文
  • 会议论文
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    • 伍浩松; 张焰
    • 摘要: 【世界核新闻网站2021年3月22日报道】韩国水电核电公司(KHNP)与阿联酋核能公司(ENEC)近日签署合作备忘录,未来将加强与APR-1400反应堆相关的技术研发和交流。APR-1400是韩国在美国System 80+基础上研发的一种1400兆瓦先进压水堆,设计寿期为60年,已通过美国核管会(NRC)和欧洲用户要求(EUR)组织的设计认证。全球已有3台APR-1400机组投运,包括2台韩国机组(新古里3号和4号)以及1台阿联酋机组(巴拉卡1号)。
    • 高超; 刘勇; 孙朋朋; 尚臣
    • 摘要: 快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性.其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,确保中压安注尽快注入.为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性,经研究需开展调试首堆试验.该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法,以确保调试工作高效有序的开展,并为机组后续的安全稳定运行提供有力保障.与此同时,快速冷却功能首堆试验的结果也可用于同系列堆型的设计优化、调试、维修和运行等工作.
    • 方俊; 赵嘉明; 郑云涛; 杨长江
    • 摘要: 针对先进轻水堆,美国核管会要求在设计中尽可能降低发生界面LOCA(Inter-system Loss-of-Coolant Accident)的可能性。提高余热排出系统(Residual Heat Removal System,简称RHR系统)低压部分的设计压力,是先进压水堆从设计上降低发生界面LOCA风险的措施之一。为了确保在极端的超设计基准事故下,暴露在一回路运行压力下的RHR系统不发生破裂,开展了RHR系统全压设计研究。从相关的法规导则要求、系统设计应对的超设计基准事故、如何确定RHR系统的设计压力,以及验收准则这几个方面展开调研,采用RELAP5程序对超设计基准事故开展了模拟计算,给出全压设计的输入曲线,明确了RHR系统相关设备的全压设计要求,并给出相应的结论。研究成果可用于指导先进压水堆RHR系统的设计以及存在发生界面LOCA风险的其他系统的设计。
    • 侯丽强; 张明; 李峰; 刘一泽; 罗炜; 刘兆东; 黎春梅; 郑洪涛
    • 摘要: 为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。
    • 杨灵均; 冷洁; 毕树茂; 邓坚; 刘余; 朱大欢; 蒋孝蔚
    • 摘要: 先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中.失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性.本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性.分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果.
    • 朱勇辉; 杨忠波; 洪晓峰; 朱其猛
    • 摘要: 采用内压爆破实验研究了去应力、部分再结晶及再结晶退火状态的SZA-4、SZA-6两种国产新锆合金室温及385°C下的内压爆破性能,用SEM分析了爆破断口形貌特征.结果表明,在两种试验温度下,合金管材爆破压力及屈服压力随退火温度的升高呈下降趋势,再结晶态管材延伸率整体高于去应力态以及部分再结晶态管材.爆破断口均为细小韧窝形貌,并存在轴向的微裂纹,爆破过程为由内壁向外壁的韧性撕裂.
    • 中国科技网1
    • 摘要: 2018年6月30日,采用AP1000三代核电技术建造的全球首台核电机组——三门核电1号机组首次并网成功,各项技术指标均符合设计要求,机组状态控制良好,标志着机组建设正式进入并网调试阶段,为后续开展各功率平台瞬态试验和按期投入商业运营打下坚实基础。三门核电AP1000自主化依托项目于2009年4月开工建设,是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项压水堆分项的重要建设任务。三门核电AP1000自主化依托项目采用从美国西屋公司引进的AP1000核电技术,由国家核电技术公司负责技术引进、消化、吸收和再创新,并实施核岛总承包。三门核电1号机组于2018年4月25日开始首次装料,6月21日反应堆首次达到临界,6月27日首次利用核蒸汽成功冲转汽轮机至额定转速,并顺利完成汽轮机组试验和发电机并网前各项试验。在并网之后,1号机组将进入带负荷试运行状态,并继续进行负荷试验、瞬态试验等相关试验项目。
    • 摘要: 日前,国家级重点项目“华龙一号”主泵关键零部件——双向大推力滑动轴承耐久性试验成功完成。该项目由崇德科技承担,“华龙一号”是我国具有自主知识产权的第三代大型先进压水堆核电技术,其主泵关键零部件——双向大推力滑动轴承,经过基础性能试验、极限工况试验、断水15min试验、30次无顶油936KN高载荷下惰转停机试验,顺利完成了500h长期耐久性台架试验,轴承解体检查推力瓦,瓦面状态良好,各项性能指标满足技术要求,攻克了无高压顶轴油条件下惰转停机轴瓦损坏的难题。
    • 王波
    • 摘要: 生态环境部副部长、国家核安全局局长刘华4月10日在北京向台山核电合营有限公司颁发了台山核电厂1号机组首次装料批准书。这标志着中法合作的世界首台EPR机组投入运行。 位于广东的台山核电项目是中法两国能源领域的最大合作项目,采用欧洲先进压水堆技术(EPR),由中广核集团建设运行,承担安全责任。项目于2009年开工建设,是继芬兰、法国后,全球开工建设的第三个EPR项目。但这一项目后来者居上,目前已成为EPR全球首堆工程。2018年1月9日,中法两国元首共同出席了台山核电厂EPR全球首堆工程命名揭牌仪式。
    • 摘要: 8月6日至7日,由国家电投上海核工院,东方电气(广州)重型机器有限公司、上海电气核电设备有限公司、中国第一重型机械股份公司、二重集团(德阳)重型装备股份有限公司、上海重型机器厂有限公司、国核运行等单位联合实施的大型先进压水堆重大专项“CAP1400蒸汽发生器研制”课题顺利通过国家能源局组织的正式验收.
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