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溶解氧对蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积规律的影响
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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
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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
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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
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电站压水堆堆芯水力模拟技术 被引量:6
3
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
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CPR1000蒸汽发生器热力性能分析方法研究 被引量:3
4
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
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CONTHAP并行计算平台开发
5
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
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核电站蒸汽发生器二次侧异物分布规律
6
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
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某核电站凝汽器半侧运行机组功率控制策略
7
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
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核电厂运行机组安全管理体系解释结构模型 被引量:3
8
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
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滨海核电站防洪体系的设计优化研究 被引量:2
9
作者 张爱玲 孟祥龙 《港工技术》 2011年第5期1-5,共5页
目前我国已在核电站选址及防洪要求方面初步建立起了法规和标准体系,今年发生在日本的福岛核事故再次凸显了滨海核电站防洪设施的重要性。以国内、外几个核电站工程为例,针对进一步加强滨海核电站防洪设计、优化综合性防洪措施、建立防... 目前我国已在核电站选址及防洪要求方面初步建立起了法规和标准体系,今年发生在日本的福岛核事故再次凸显了滨海核电站防洪设施的重要性。以国内、外几个核电站工程为例,针对进一步加强滨海核电站防洪设计、优化综合性防洪措施、建立防洪预警系统和防洪应急程序等方面的技术问题进行深入探讨,提出相关见解和对今后工作的建议。 展开更多
关键词 滨海核电站 防洪设计 设计优化 综合防洪措施
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压水堆核电站负荷跟踪反应堆功率控制方法
10
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
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先进压水堆核电站机械系统的模块化设计研究
11
作者 李鹏 《现代制造技术与装备》 2025年第11期135-137,共3页
先进压水堆核电站为第三代核能技术的重要载体,对机械设备的安全性、可靠性及可维护性有了更高要求。针对其机械系统存在的制造复杂、接口分散、维护困难等实际问题,提出模块化设计方案。基于功能完整性和接口统一性,将整个机械系统划... 先进压水堆核电站为第三代核能技术的重要载体,对机械设备的安全性、可靠性及可维护性有了更高要求。针对其机械系统存在的制造复杂、接口分散、维护困难等实际问题,提出模块化设计方案。基于功能完整性和接口统一性,将整个机械系统划分成五大模块,同时注重结构紧凑性与接口一致性。通过这种方式,机械系统从传统的分散布局转变成整体集成架构,为先进压水堆核电站建设开辟了可行的路径。 展开更多
关键词 先进压水堆核电站 机械系统 模块化设计
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压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨 被引量:35
12
作者 方岚 徐春艳 +1 位作者 刘新华 吴浩 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期8-14,20,共8页
材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站... 材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。 展开更多
关键词 压水堆 活化腐蚀产物 水化学优化 材料替代 源项
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核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望 被引量:21
13
作者 王永强 李时磊 +2 位作者 杨滨 王艳丽 王西涛 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期101-105,115,共6页
从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研... 从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的方向。 展开更多
关键词 一回路主管道 铸造奥氏体不锈钢 热老化机理
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核电站汽水管道流动加速腐蚀的影响因素分析及对策 被引量:31
14
作者 张桂英 顾宇 邵杰 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2012年第2期170-176,共7页
针对20世纪80年代以来国际上压水堆核电站二回路发生的因流动加速腐蚀引起的管道破裂事故造成的经济损失和社会影响,介绍了因流动加速腐蚀引起的事故及其造成的影响,进行了有关流动加速腐蚀特征、形成机理和影响因素方面的研究,并针对... 针对20世纪80年代以来国际上压水堆核电站二回路发生的因流动加速腐蚀引起的管道破裂事故造成的经济损失和社会影响,介绍了因流动加速腐蚀引起的事故及其造成的影响,进行了有关流动加速腐蚀特征、形成机理和影响因素方面的研究,并针对可以人为控制的因素提出了预防措施和对策,为压水堆核电站设计和运行人员提供因流动加速腐蚀对核安全造成的危害加以预防提供参考. 展开更多
关键词 压水堆核电站 常规岛 二回路 汽水管道 流动加速腐蚀
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加热器上、下端差对机组煤耗影响的通用计算模型 被引量:13
15
作者 阎顺林 刘振刚 +1 位作者 徐鸿 李永华 《热能动力工程》 CAS CSCD 北大核心 2008年第2期161-164,共4页
根据热力系统热平衡方程、比内功方程、循环吸热量方程及发电标准煤耗率计算公式,导出了加热器下端差对机组煤耗影响的通用计算模型;并且在考虑到加热器下端差的影响的基础上,改进了以往的建模方法,得到了更为完善的加热器上端差对机组... 根据热力系统热平衡方程、比内功方程、循环吸热量方程及发电标准煤耗率计算公式,导出了加热器下端差对机组煤耗影响的通用计算模型;并且在考虑到加热器下端差的影响的基础上,改进了以往的建模方法,得到了更为完善的加热器上端差对机组煤耗影响的通用计算模型。计算实例表明,这两个模型具有计算结果准确、使用方便简捷、通用性强等特点,这为火电机组节能降耗的分析工作提供了一种新的工具,具有重要的实际意义。 展开更多
关键词 热力系统 加热器 上端差 下端差 机组煤耗
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热电联产压水堆机组二回路经济性定量分析理论的研究 被引量:7
16
作者 严俊杰 李秀云 +2 位作者 林万超 赵福宇 邓世敏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第1期92-96,共5页
针对热电联产压水堆核电机组采用新蒸汽再热和对外供应两种不等价的能量——热能和电能的特点,导出了热电联产压水堆机组二回路的热经济指标转换系数。利用该转换系数建立热电联产压水堆二回路热力系统的经济性定量分析数学模型,同时... 针对热电联产压水堆核电机组采用新蒸汽再热和对外供应两种不等价的能量——热能和电能的特点,导出了热电联产压水堆机组二回路的热经济指标转换系数。利用该转换系数建立热电联产压水堆二回路热力系统的经济性定量分析数学模型,同时使热电联产压水堆机组二回路的经济性诊断方法与纯发电压水堆机组的诊断方法得以完全统一。实例计算证明,本文所提理论模型准确、可靠、简捷。 展开更多
关键词 压水堆 二回路 经济性 热电联产 定量理论分析 核电机组
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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:10
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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遗传算法在压水堆核电机组给水回热分配中的应用 被引量:13
18
作者 张俊礼 葛斌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2005年第6期152-156,共5页
文中提出应用遗传算法解决压水堆核电机组给水回热分配的问题。针对该类机组二回路系统的特点,通过选择合适的优化参数,构造了适于优化的适应度模型,并在热平衡法的基础上采用遗传算法对该模型进行优化计算,通过跟踪各代参数的信息获得... 文中提出应用遗传算法解决压水堆核电机组给水回热分配的问题。针对该类机组二回路系统的特点,通过选择合适的优化参数,构造了适于优化的适应度模型,并在热平衡法的基础上采用遗传算法对该模型进行优化计算,通过跟踪各代参数的信息获得优化参数与最优值的关系。计算结果表明,遗传算法具有很好的收敛性和搜索性能,能迅速获得全局最优解,明显优于原设计值,而且便于给出各优化参数(甚至是中间变量)与最优值之间的关系,为压水堆核电机组给水回热分配提供了一种崭新而便捷的设计方法。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 遗传算法 分配 回热 给水 应用 优化参数 全局最优解 回路系统 优化计算 热平衡法 计算结果 搜索性能 中间变量 设计方法 最优值 适应度 代参数 收敛性 设计值 模型
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核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究 被引量:8
19
作者 韩建成 李巨峰 +3 位作者 吴志军 石长仁 王毅 于光强 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第1期50-52,64,共4页
对核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管在不同敏化条件下进行晶间腐蚀试验,结果表明,未经敏化处理而直接进行晶间腐蚀试验的试样未见明显宏观裂纹,而经敏化处理的试样发生了不同程度的宏观裂纹,且敏化时间越长,裂纹倾向越严重。因此,... 对核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管在不同敏化条件下进行晶间腐蚀试验,结果表明,未经敏化处理而直接进行晶间腐蚀试验的试样未见明显宏观裂纹,而经敏化处理的试样发生了不同程度的宏观裂纹,且敏化时间越长,裂纹倾向越严重。因此,为提高Incoloy800H传热管的抗晶间腐蚀能力,应降低C含量,提高Ti含量,同时严格控制介质的环境,以避免传热管晶间腐蚀裂纹的发生。 展开更多
关键词 核电站 蒸汽发生器 传热管 Incoloy800H 晶间腐蚀
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压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析 被引量:5
20
作者 咸春宇 刘昌文 +1 位作者 张洪 梁薇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第5期26-28,43,共4页
介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况(一类工况或工况I)和中等频率事故工况(二类工况或工况II)中可能的堆芯功率分布进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反... 介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况(一类工况或工况I)和中等频率事故工况(二类工况或工况II)中可能的堆芯功率分布进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比(DNBR)裕量,从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超温、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 验证分析 堆芯功率能力 换料堆芯 轴向功率偏差
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