期刊文献+
共找到807篇文章
< 1 2 41 >
每页显示 20 50 100
溶解氧对蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积规律的影响
1
作者 张贵泉 王威 +3 位作者 姚建涛 龙国军 吴志军 贾晶晶 《热力发电》 北大核心 2025年第10期126-132,共7页
高温气冷堆核电机组蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积严重会威胁机组安全运行,为此,在模拟高温气冷堆二回路水工况条件下,研究了水中溶解氧对节流孔沉积速率的影响,以及水中胶体铁ZETA电位随溶解氧的变化规律。实验结果表明:节流孔区域腐... 高温气冷堆核电机组蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积严重会威胁机组安全运行,为此,在模拟高温气冷堆二回路水工况条件下,研究了水中溶解氧对节流孔沉积速率的影响,以及水中胶体铁ZETA电位随溶解氧的变化规律。实验结果表明:节流孔区域腐蚀产物的沉积速率对溶解氧非常敏感,其随水中溶解氧质量浓度的增加而降低;其次,过高的pH值不利于节流孔沉积现象的抑制,这主要归因于溶解氧和p H值对胶体铁ZETA电位的影响;壁电流电动效应在节流孔沉积中发挥重要作用,提高给水中溶解氧质量浓度是抑制高温气冷堆蒸汽发生器节流孔沉积和堵塞的有效方法。 展开更多
关键词 高温气冷堆 节流孔 沉积速率 溶解氧 电动效应
在线阅读 下载PDF
重水堆机组密封油真空箱高油位开关异常的分析与处理 被引量:1
2
作者 吕明晗 江涛 +2 位作者 杨耀宗 黄颖 赵宇 《机械管理开发》 2025年第2期225-226,244,共3页
针对秦山三期重水堆机组密封油真空箱高油位开关响应异常的情况,描述了液位开关工作原理及动作异常现象,详细分析了引起故障现象的原因,采取了相应的解决方案和改进措施,对其他电厂解决类似问题有一定的实践和参考意义。
关键词 重水堆 密封油真空箱 液位开关 磁力浮子
在线阅读 下载PDF
CONTHAP并行计算平台开发
3
作者 魏诗颖 周科 +2 位作者 彭欢欢 邹志强 杨帆 《科技视界》 2025年第3期10-12,共3页
安全壳作为核反应堆的第三道安全屏障,其完整性在事故情况下至关重要。为评估压水型反应堆安全壳的安全性,针对压水型核电厂安全壳内热工水力瞬态物理过程开发了三维流体力学计算分析平台(CONTHAP)。CONTHAP平台由网格生成与前处理模块... 安全壳作为核反应堆的第三道安全屏障,其完整性在事故情况下至关重要。为评估压水型反应堆安全壳的安全性,针对压水型核电厂安全壳内热工水力瞬态物理过程开发了三维流体力学计算分析平台(CONTHAP)。CONTHAP平台由网格生成与前处理模块、核心计算模块和后处理模块组成,具备图形建模和可视化操作界面,能够实现前处理、计算控制和结果可视化。核心计算模块基于有限体积法对三维多组分可压缩纳维-斯托克斯方程进行求解,支持在超算平台上进行分布式高性能并行计算,能够高效、高精度地模拟安全壳内的瞬态热工水力现象。CONTHAP为核反应堆安全壳的设计及性能评价提供了可靠的技术支持。 展开更多
关键词 核反应堆安全壳 热工水力 并行分析 CONTHAP
在线阅读 下载PDF
核电站蒸汽发生器二次侧异物分布规律
4
作者 刘勇 陈杰 +3 位作者 赵清森 田付军 彭伟頔 夏朋 《能源研究与管理》 2025年第3期17-22,F0002,共7页
为了解决异物进入蒸汽发生器二次侧可能对换热管造成磨损或碰撞损坏,从而影响核安全屏障可靠性的问题,通过梳理异物的来源及迁移过程,对比分析了国内外统计的核电站蒸汽发生器异物统计信息,研究管板异物分布与流场相关性。结果显示:近... 为了解决异物进入蒸汽发生器二次侧可能对换热管造成磨损或碰撞损坏,从而影响核安全屏障可靠性的问题,通过梳理异物的来源及迁移过程,对比分析了国内外统计的核电站蒸汽发生器异物统计信息,研究管板异物分布与流场相关性。结果显示:近些年我国统计的异物数量较多,且仍保持在高位,采用“深度防御”策略可能更有效地防止异物进入蒸汽发生器。管板上方异物分布密度与区域内流速高低正相关,分布总体呈现出管束外围最高流速区沉积异物数量占比超过一半,管束内低流速区域占比相对较少。该研究为后续异物分级管理、视频检查和磨损评估工作提供指导。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 二次侧异物 轴向分布 径向分布 异物迁移
在线阅读 下载PDF
某核电站凝汽器半侧运行机组功率控制策略
5
作者 王建国 赵清森 +2 位作者 陈余佳 张鼎 陈杰 《能源研究与管理》 2025年第3期59-63,72,共6页
CPR1000机组凝汽器半侧运行时,通常将功率控制在60%FP以下,但堆芯轴向功率偏差ΔI控制所需最小功率平台与凝汽器冷却管安全运行最大功率平台之间存在矛盾。基于核电站保守决策原则,采用状态因子、负荷因子和风险系数3种评价模型,对某核... CPR1000机组凝汽器半侧运行时,通常将功率控制在60%FP以下,但堆芯轴向功率偏差ΔI控制所需最小功率平台与凝汽器冷却管安全运行最大功率平台之间存在矛盾。基于核电站保守决策原则,采用状态因子、负荷因子和风险系数3种评价模型,对某核电站凝汽器半侧运行风险性进行评价,并确定相应的裕度。结合该核电站凝汽器实际运行工况,制定了凝汽器半侧运行的机组功率控制策略,提出了在不满足安全准则时的缓解措施。应用该策略对核电站一期和二期机组进行评估的结果表明,根据循环水温度进行电功率控制,却无法满足机组堆芯稳定运行要求时,可通过向凝汽器中注入适当量的空气以提升背压,从而增强凝汽器冷却管的安全性。该机组功率控制策略可为同类型CPR1000机组的半侧安全运行提供参考。 展开更多
关键词 凝汽器 半侧运行 机组功率 状态因子
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站负荷跟踪反应堆功率控制方法
6
作者 李强 《电工技术》 2025年第1期213-215,共3页
为控制反应堆功率偏离临界程度,以某压水堆核电站为例,开展负荷跟踪反应堆功率控制方法的设计研究。根据反应性随时间的变化函数,建立核电站负荷跟踪反应性模型;在考虑阶跃变化的条件下,根据反应堆功率和反应性的动态关系,计算反应堆功... 为控制反应堆功率偏离临界程度,以某压水堆核电站为例,开展负荷跟踪反应堆功率控制方法的设计研究。根据反应性随时间的变化函数,建立核电站负荷跟踪反应性模型;在考虑阶跃变化的条件下,根据反应堆功率和反应性的动态关系,计算反应堆功率负荷动态变化;基于汽轮机负荷信号变化,进行反应堆的功率控制。实例应用实验结果表明设计的方法在反应堆功率控制的应用中展现出了良好的控制效果,不仅能够有效地控制反应堆的偏离临界程度,而且能够使其稳定地达到理想状态。 展开更多
关键词 压水堆 控制方法 功率 反应堆 负荷跟踪 核电站
在线阅读 下载PDF
重水堆电磁阀漏气现象的研究
7
作者 郭童语 黄颖 杨耀宗 《机械管理开发》 2025年第2期200-201,共2页
秦山三期重水堆机组的多个重要阀门气路都有电磁阀参与控制。在电厂运行过程中,大量电磁阀出现了漏气现象。对这些漏气现象进行总结分析,并结合相关资料分析了电磁阀的工作原理,总结出电磁阀的失效模式,对电磁阀的检修工作具有一定的参... 秦山三期重水堆机组的多个重要阀门气路都有电磁阀参与控制。在电厂运行过程中,大量电磁阀出现了漏气现象。对这些漏气现象进行总结分析,并结合相关资料分析了电磁阀的工作原理,总结出电磁阀的失效模式,对电磁阀的检修工作具有一定的参考价值。 展开更多
关键词 电磁阀 交变磁场 漏气 共性
在线阅读 下载PDF
基于CANDU堆主热传输系统主泵轴位移异常失效原因分析与解决措施
8
作者 谭继勇 代济岭 +2 位作者 王仕博 卢辉 路宁涵 《中国设备工程》 2025年第S2期86-89,共4页
本文针对重水堆核电厂机组运行期间,主热传输系统4号主冷却泵(主泵)X轴位移异常失效问题展开深入分析与研究。通过全面剖析主热传输系统功能、主泵作用以及主泵各类参数之间的关联性,判定振动测量回路故障是导致轴位移失效的主要原因。... 本文针对重水堆核电厂机组运行期间,主热传输系统4号主冷却泵(主泵)X轴位移异常失效问题展开深入分析与研究。通过全面剖析主热传输系统功能、主泵作用以及主泵各类参数之间的关联性,判定振动测量回路故障是导致轴位移失效的主要原因。经过对测量回路进行全面研究,并开展一系列试验对设备进行排查,成功定位故障点,彻底解决了该问题。 展开更多
关键词 主泵 主热传输系统 轴位移
在线阅读 下载PDF
压水堆核电厂次级中子源破损甄别及应对策略
9
作者 邹森 《科技视界》 2025年第22期11-14,共4页
压水堆核电厂堆芯次级中子源的作用主要是提高初始中子注量率,以保证在反应堆装料和启动期间中子探测器有有效的信号和中子注量率增长的全过程都能受到监测。随着次级中子源在堆内运行时间的增加,其破损的风险也随之上升,本文结合某核... 压水堆核电厂堆芯次级中子源的作用主要是提高初始中子注量率,以保证在反应堆装料和启动期间中子探测器有有效的信号和中子注量率增长的全过程都能受到监测。随着次级中子源在堆内运行时间的增加,其破损的风险也随之上升,本文结合某核电厂次级中子源破损实例,探讨次级中子源的破损特征、甄别方法以及应对策略。 展开更多
关键词 压水堆 次级中子源 无源启动
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站一回路松动部件报警原因分析
10
作者 万平生 孙仁贵 +1 位作者 刘涛 赵一云 《设备管理与维修》 2024年第1期92-94,共3页
国内某压水堆核电站一回路松动部件,在RPN试验期间多次出现压力容器松动部件的事件报警。从松动部件监测系统的工作原理、RPN试验的流程及现场设备工作原理3个方面进行分析,通过对比触发报警的原始信号和现场设备动作的时间关系以及设... 国内某压水堆核电站一回路松动部件,在RPN试验期间多次出现压力容器松动部件的事件报警。从松动部件监测系统的工作原理、RPN试验的流程及现场设备工作原理3个方面进行分析,通过对比触发报警的原始信号和现场设备动作的时间关系以及设备的检修情况,推断原因为中子通量测量通道的电磁阀门动作触发了报警,并在后续处理中得到验证。 展开更多
关键词 松动部件 堆芯全通量图测量试验 电磁阀 RPN
在线阅读 下载PDF
VVER机组一回路放射性碘净化优化
11
作者 李中华 潘同金 《中国科技信息》 2024年第10期105-107,共3页
压水堆运行期间燃料包壳可能发生破损,大修停堆降温降压期间,燃料中裂变产物特别是放射性碘将通过包壳缺陷迅速进入一回路冷却剂,从而产生尖峰现象。根据美国核管会NRC的研究及统计,停堆过程尖峰效应可导致一回路冷却剂中放射性碘浓度升... 压水堆运行期间燃料包壳可能发生破损,大修停堆降温降压期间,燃料中裂变产物特别是放射性碘将通过包壳缺陷迅速进入一回路冷却剂,从而产生尖峰现象。根据美国核管会NRC的研究及统计,停堆过程尖峰效应可导致一回路冷却剂中放射性碘浓度升高1 000倍以上。检修期间一回路系统设备开口特别是反应堆顶盖打开后,放射性碘从一回路冷却剂释放到厂房空气导致相关场所空气污染,人员吸入放射性碘可导致内照射。若从厂房进一步释放到环境中,将增加核电厂放射性碘流出物排放和公众内照射风险。为控制放射性碘污染,反应堆顶盖打开前需要将一回路冷却剂中放射性碘浓度净化至控制水平以下。 展开更多
关键词 一回路系统 放射性碘 美国核管会 内照射 空气污染 检修期间 尖峰现象 降温降压
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站反应堆厂房关键设备区域温升试验 被引量:2
12
作者 梁燕 蓝建洪 李峰 《科技与创新》 2024年第4期98-100,104,共4页
为准确了解到压水堆核电站反应堆厂房关键设备区域的冷风机故障后,厂房内环境温度升高至设计报警限值的时间温升曲线,选定华东地区某在运压水堆核电站,通过反应堆启动时停运主泵、蒸发器及稳压器各设备房间内转送风机,以切断区域主动冷... 为准确了解到压水堆核电站反应堆厂房关键设备区域的冷风机故障后,厂房内环境温度升高至设计报警限值的时间温升曲线,选定华东地区某在运压水堆核电站,通过反应堆启动时停运主泵、蒸发器及稳压器各设备房间内转送风机,以切断区域主动冷源的方式开展温升测试,并对记录数据进行分析,得出了不同设定条件下的温升及温降时间曲线。此试验结果可为中国压水堆核电机组遭遇类似反应堆风机冷源设备故障后的维修计划提供时限参考,为电站应急处理提供参考依据。 展开更多
关键词 核电站 风机 温升 试验
在线阅读 下载PDF
核电厂核安全设备运行状态监测技术研究
13
作者 沈江飞 张圣 +1 位作者 喻昕 王保军 《价值工程》 2024年第28期14-18,共5页
核电厂安全相关设备的状态可靠是电厂安全保障的核心要素,然而绝大部分核安全设备都是设计在发生基准事故期间或之后用来确保反应堆安全的,日常生产中并不运行,只能通过定期试验验证设备可用性。本文提出一种基于多元状态估计技术的核... 核电厂安全相关设备的状态可靠是电厂安全保障的核心要素,然而绝大部分核安全设备都是设计在发生基准事故期间或之后用来确保反应堆安全的,日常生产中并不运行,只能通过定期试验验证设备可用性。本文提出一种基于多元状态估计技术的核安全设备状态智能监测方法,该方法通过建立状态监测模型,可以在设备启停试验过程中实时预测参数并判断设备运行状态,预警设备的早期异常。该方法首先采集设备历史试验过程中的状态优良数据,训练监测模型来挖掘数据的关联特征;然后,在新的定期试验过程中实时采集设备运行数据,并基于训练好的模型推断各参数的实时预测值,当实测值与预测值产生过大偏差时发出预警信息。本文以某电厂某型号核安全水泵为例进行建模并验证,结果表明本文提出的监测模型可以模拟核安全设备在定期试验过程中的数据变化特性,并且可以有效监测和预警核安全设备在定期试验过程中的早期异常。 展开更多
关键词 核安全设备 数据模型 核电厂 状态监测
在线阅读 下载PDF
核电机组蒸汽发生器参数敏感性研究 被引量:1
14
作者 高畅 高原 李振 《电工技术》 2024年第7期226-229,共4页
蒸汽发生器是核电机组一二次侧重要的换热设备,其换热性能直接影响着整个机组的出力。在蒸汽发生器的设计、制造、运行过程中,有多个参数直接影响着蒸汽发生器的换热性能,为深入研究不同参数对于蒸汽发生器换热性能的具体影响,对传热管... 蒸汽发生器是核电机组一二次侧重要的换热设备,其换热性能直接影响着整个机组的出力。在蒸汽发生器的设计、制造、运行过程中,有多个参数直接影响着蒸汽发生器的换热性能,为深入研究不同参数对于蒸汽发生器换热性能的具体影响,对传热管导热系数、传热管壁厚加工偏差、一次侧平均温度、污垢热阻、堵管率开展了参数敏感性研究,研究结果为后续核电机组蒸汽发生器的设计、制造、运维提供了相应指导。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 换热性能 参数敏感性
在线阅读 下载PDF
电站压水堆堆芯水力模拟技术 被引量:6
15
作者 汪利民 宗桂芳 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第1期50-53,共4页
堆芯模拟是压水堆水力模拟实验研究的关键技术,通常采用燃料组件──对应的模拟方式,使堆芯流量分配实验数据有一一对应关系。本文结合秦山核电二期工程介绍了电站压水堆堆芯水力模拟的一般理论和方法。在国内首次应用E.U.Kha... 堆芯模拟是压水堆水力模拟实验研究的关键技术,通常采用燃料组件──对应的模拟方式,使堆芯流量分配实验数据有一一对应关系。本文结合秦山核电二期工程介绍了电站压水堆堆芯水力模拟的一般理论和方法。在国内首次应用E.U.Khan压水堆开式栅格堆芯模拟理论,用2x2棒束模拟原型17x17棒束,用特殊研制的内磁式涡轮流量计测量堆芯入口流量分配,微型电导电极测量下空腔流动交混,完成了600MWe反应堆水力模拟堆芯的设计、实验等工作。 展开更多
关键词 核电站 压水堆 堆芯 水力模拟
在线阅读 下载PDF
Indirect neutron radiography experiment on dummy nuclear fuel rods for pressurized water reactors at CMRR 被引量:1
16
作者 Yong Sun Qi-Biao Wang +11 位作者 Peng-Cheng Li Ming Xia Bin Liu He-Yong Huo Wei Yin Yang Wu Sheng Wang Chao Cao Xin Yang Run-Dong Li Hang Li Bin Tang 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第11期13-27,共15页
Nuclear energy is a vital source of clean energy that will continue to play an essential role in global energy production for future generations.Nuclear fuel rods are core components of nuclear power plants,and their ... Nuclear energy is a vital source of clean energy that will continue to play an essential role in global energy production for future generations.Nuclear fuel rods are core components of nuclear power plants,and their safe utilization is paramount.Due to its inherent high radioactivity,indirect neutron radiography(INR)is currently the only viable technology for irradiated nuclear fuel rods in the field of energy production.This study explores the experimental technique of indirect neutron computed tomography(INCT)for radioactive samples.This project includes the development of indium and dysprosium conversion screens of different thicknesses and conducts resolution tests to assess their performance.Moreover,pressurized water reactor(PWR)dummy nuclear fuel rods have been fabricated by self-developing substitute materials for cores and outsourcing of mechanical processing.Experimental research on the INR is performed using the developed dummy nuclear fuel rods.The sparse reconstruction technique is used to reconstruct the INR results of 120 pairs of dummy nuclear fuel rods at different angles,achieving a resolution of 0.8 mm for defect detection using INCT. 展开更多
关键词 Conversion screen DYSPROSIUM Indirect neutron computed tomography Dummy nuclear fuel rods
在线阅读 下载PDF
CPR1000蒸汽发生器热力性能分析方法研究 被引量:2
17
作者 赵清森 陈杰 +3 位作者 夏朋 彭伟頔 田付军 杨杰 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第8期731-736,共6页
针对核电站二回路腐蚀产物在蒸汽发生器传热管二次侧不断集聚和沉积,会对核电站安全经济运行带来较大影响的问题,基于蒸汽发生器传热计算模型,结合蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度建立了某CPR1000核电站蒸汽发生器的热力性能监测和评估模... 针对核电站二回路腐蚀产物在蒸汽发生器传热管二次侧不断集聚和沉积,会对核电站安全经济运行带来较大影响的问题,基于蒸汽发生器传热计算模型,结合蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度建立了某CPR1000核电站蒸汽发生器的热力性能监测和评估模型,并对该机组的实际运行数据进行分析,提出了相应的治理措施和建议。结果表明:该模型可以对蒸汽发生器后续的运行趋势进行预测,以保障核电站重大关键设备的安全性和经济性。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 热力性能 沉积物 污垢热阻 蒸汽压力
在线阅读 下载PDF
水洗型渗透检测在管子-管板焊缝中的应用 被引量:1
18
作者 张杰 国圣杰 余金涛 《物理测试》 CAS 2024年第3期27-30,共4页
压水堆核电站核岛主系统中的蒸汽发生器产品的管子-管板焊缝焊接后需要进液体渗透检测。主要针对液体渗透检验方法的选择、检验设备器材需满足的要求、检验灵敏度的验证等几方面进行了试验,通过试验对比,确定了密集型排列管子-管板焊缝... 压水堆核电站核岛主系统中的蒸汽发生器产品的管子-管板焊缝焊接后需要进液体渗透检测。主要针对液体渗透检验方法的选择、检验设备器材需满足的要求、检验灵敏度的验证等几方面进行了试验,通过试验对比,确定了密集型排列管子-管板焊缝水洗型液体渗透检验的检验控制流程,且通过产品的检验可以看出,对密集型排列且数量多的管子-管板焊缝进行液体渗透检验时,在检验灵敏度满足要求的情况下,最高效的检验方法为水洗型着色渗透检验方法。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 水洗型 液体渗透检测 管子-管板焊缝 灵敏度
原文传递
核电厂运行机组安全管理体系解释结构模型 被引量:3
19
作者 隋阳 丁睿 王汉青 《南华大学学报(自然科学版)》 2017年第2期1-7,共7页
应用核电厂运行机组安全管理体系研究已取得的成果,建立了包含16项基本要素的核电厂运行机组安全管理体系;随后应用基于粗糙集的属性约简法将核电厂运行机组安全管理体系的16项基本要素约简至13项核心要素;再应用解释结构模型法,建立了... 应用核电厂运行机组安全管理体系研究已取得的成果,建立了包含16项基本要素的核电厂运行机组安全管理体系;随后应用基于粗糙集的属性约简法将核电厂运行机组安全管理体系的16项基本要素约简至13项核心要素;再应用解释结构模型法,建立了核电厂运行机组安全管理体系多级递阶解释结构模型,确定了核电厂运行机组安全管理体系各核心要素的相互作用关系,为核电厂运行机组安全的动态管理提供了路线图. 展开更多
关键词 核电厂运行机组 安全管理体系 解释结构模型 动态管理 路线图
在线阅读 下载PDF
上一页 1 2 41 下一页 到第
使用帮助 返回顶部