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Reliability prediction and its validation for nuclear power units in service 被引量:1
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作者 Jinyuan SHI Yong WANG 《Frontiers in Energy》 SCIE CSCD 2016年第4期479-488,共10页
In this paper a novel method for reliability prediction and validation of nuclear power units in service is proposed. The equivalent availability factor is used to measure the reliability, and the equivalent availabil... In this paper a novel method for reliability prediction and validation of nuclear power units in service is proposed. The equivalent availability factor is used to measure the reliability, and the equivalent availability factor deducting planed outage hours from period hours and maintenance factor are used for the measurement of inherent reliability. By statistical analysis of historical reliability data, the statistical maintenance factor and the undetermined parameter in its numerical model can be determined. The numerical model based on the main- tenance factor predicts the equivalent availability factor deducting planed outage hours from period hours, and the planed outage factor can be obtained by using the planned maintenance days. Using these factors, the equivalent availability factor of nuclear power units in the following 3 years can be obtained. Besides, the equivalent availability factor can be predicted by using the historical statistics of planed outage factor and the predicted equivalent avail- ability factor deducting planed outage hours from period hours. The accuracy of the reliability prediction can be evaluated according to the comparison between the predicted and statistical equivalent availability factors. Furthermore, the reliability prediction method is validated using the nuclear power units in North American Electric Reliability Council (NERC) and China. It is found that the relative errors of the predicted equivalent availability factors for nuclear power units of NERC and China are in the range of-2.16% to 5.23% and -2.15% to 3.71%, respectively. The method proposed can effectively predict the reliability index in the following 3 years, thus providing effective reliability management and mainte- nance optimization methods for nuclear power units. 展开更多
关键词 nuclear power units in service reliability reliability prediction equivalent availability factors
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Research on the Primary Frequency Modulation Operation of 650MW Nuclear Power Steam Turbine Unit in China
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作者 BAIHao 《外文科技期刊数据库(文摘版)工程技术》 2022年第6期213-218,共6页
Primary frequency regulation is one of the important regulation means to maintain the stable operation of the power grid, and for a single unit, especially the nuclear power unit, the frequency regulation process is a... Primary frequency regulation is one of the important regulation means to maintain the stable operation of the power grid, and for a single unit, especially the nuclear power unit, the frequency regulation process is an unstable factor. With the increasing capacity of nuclear motor assembly machine, it is bound to shoulder the heavy responsibility of peak shaving and frequency modulation. However, its own particularity determines that it cannot be as flexible as thermal power plants and other power plants in terms of frequency modulation, and it is necessary to find a balance between maintaining the stability of the power grid and the safe and stable operation of units. Taking 650MW nuclear power steam turbine unit as an example, this paper introduces and analyzes in detail the control principle, control process, frequency modulation parameter setting of its primary frequency modulation, as well as the adverse effects of reactor protection actions such as reactor over power that may be caused by transient events and primary frequency modulation process. By taking technical measures such as adjusting the mode of primary frequency modulation operation, we can reduce the impact of external network faults on the unit, summarize the experience of transient disposal, and improve the plan, improve the ability of the main control operator to judge and deal with the transient, so as to ensure that the unit can meet the requirements of the primary frequency modulation response of the power grid on the basis of safe and stable operation. 展开更多
关键词 primary frequency modulation nuclear power unit frequency modulation parameters reactor protection
原文传递
Localized Manufacture of Nuclear Power Equipment in China
3
作者 许连义 《Electricity》 2004年第1期26-29,共4页
The paper expresses the view that China's essential way out for developing nuclear power lies in localization of manu facture, based on her technical level and capability in designing and manufacturing nuclear pow... The paper expresses the view that China's essential way out for developing nuclear power lies in localization of manu facture, based on her technical level and capability in designing and manufacturing nuclear power equipment. Moreover, the paper opines that domestically manufactured nuclear power equipment has a certain competitive potential with respect to quality and price, the crux lying in the neces sity of reforming the management system of nuclear power. 展开更多
关键词 nuclear power unit DESIGN MANUFACTURE LOCALIZATION
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美国核电现状及发展趋势America’snuclearpowerindustrytoday
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作者 卫之奇 《全球科技经济瞭望》 2012年第9期46-57,共12页
美国是全球最大核电国。其核电机组数量、总装机容量、核电生产总量均为世界第一。通过介绍美国核电工业的现状,研究了美国政府核能研究开发活动对未来核技术走向的影响,分析了美国政府推行的有关利好政策、激励措施和改善监管等对核... 美国是全球最大核电国。其核电机组数量、总装机容量、核电生产总量均为世界第一。通过介绍美国核电工业的现状,研究了美国政府核能研究开发活动对未来核技术走向的影响,分析了美国政府推行的有关利好政策、激励措施和改善监管等对核电发展和核安全的促进,研究结果表明:当前核对电发展面临着若干挑战和较突出的问题以及政策摇摆所造成的困惑,未来10年,美国核电工业可能不会有预期中的大规模发展。 展开更多
关键词 美国 核电 核电政策 燃料循环 核电监管
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涨潮期间核电机组运行电功率的确定方法
5
作者 张鼎 《发电设备》 2026年第2期95-99,共5页
潮汐可将机组循环水出水口附近的高温海水重新带回入水口,从而导致核功率上升。为避免核功率超过运行阈值,核电运行人员需要一种涨潮期间核电机组运行电功率的计算方法。针对上述问题,提出了一种利用历史数据获取电功率限值的方法,并在... 潮汐可将机组循环水出水口附近的高温海水重新带回入水口,从而导致核功率上升。为避免核功率超过运行阈值,核电运行人员需要一种涨潮期间核电机组运行电功率的计算方法。针对上述问题,提出了一种利用历史数据获取电功率限值的方法,并在此基础上建立核电机组电功率限值的经验公式。由以往2年历史数据可知,海水温度较低时,温度波动对核功率的影响较小。结合7-9月海水温度的波动值,将海水温度波动最大值设定为6℃。根据以上数据计算潮汐期间电功率限值的修正值(3~45 MW),具体数值与海水温度相关。所构建的涨潮期间核电机组运行电功率限值的经验公式,可以辅助核电机组在潮汐期间的运行与控制。 展开更多
关键词 核电机组 涨潮 电功率限值
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基于分层多粒度分类网络的核电分层故障诊断研究
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作者 陈姜文 郭江 +3 位作者 程东振 李思维 王巍 孙宪 《核科学与工程》 北大核心 2026年第1期178-186,共9页
核电厂的稳定运行依赖于其复杂机电系统的可靠性,而核电机组的故障诊断是保障这一稳定性的关键。传统的故障诊断通常关注于独立的设备或子系统,未能全面考虑整个机组中故障的相互关系。为了克服这一局限,开发了一种新型的核电机组故障... 核电厂的稳定运行依赖于其复杂机电系统的可靠性,而核电机组的故障诊断是保障这一稳定性的关键。传统的故障诊断通常关注于独立的设备或子系统,未能全面考虑整个机组中故障的相互关系。为了克服这一局限,开发了一种新型的核电机组故障诊断模型。该模型通过AP1000全范围模拟机模拟核电机组中关键系统部件的故障,创建了详尽的故障数据集。进一步地,研究基于EfficientNet框架,提出了一种创新的分层多粒度分类模型,用于实现核电故障的精确分层识别。经过广泛的工况测试验证,新模型在故障识别上的准确率超过了94.96%,证实了其在对核电机组的多系统和多部件故障进行有效分层分类方面的高效性和可靠性。 展开更多
关键词 核电机组 故障诊断 EfficientNet大模型 分层多粒度分类
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华龙一号核电机组分布式控制系统在线升级方法研究及应用
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作者 马志昕 代亚培 罗昊 《自动化应用》 2026年第5期15-18,共4页
某华龙一号(HPR)核电机组的分布式控制系统在架构上划分为安全级与非安全级序列,该系统通过FirmSys安全级平台与Hollias-N非安全级平台的协同工作,实现了对机组的控制及保护。深入剖析了平台的技术特性,并针对系统在调试启动阶段的功能... 某华龙一号(HPR)核电机组的分布式控制系统在架构上划分为安全级与非安全级序列,该系统通过FirmSys安全级平台与Hollias-N非安全级平台的协同工作,实现了对机组的控制及保护。深入剖析了平台的技术特性,并针对系统在调试启动阶段的功能实现需求以及商业运行阶段的维护更新需求,提出了一套系统且完整的分布式控制系统在线升级策略。通过对某核电机组分布式控制系统进行的4953次在线升级操作的结果进行统计分析,验证了该在线升级方法的安全性与有效性。该方法不仅显著减轻了升级过程对机组运行的干扰,还有效缩短了建设周期,同时确保了机组的安全稳定运行。 展开更多
关键词 分布式控制系统 在线升级 核电机组 华龙一号
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“华龙一号”核电机组混凝土、电缆老化留样策略的研究与应用
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作者 陈罗 刘凤霞 《发电设备》 2026年第1期26-30,共5页
核电厂全寿期老化管理是“华龙一号”核电机组的关键任务。为对“华龙一号”核电机组进行有效的老化问题管理,需要对混凝土、电缆进行材料老化留样。通过分析混凝土、电缆材料失效机理,结合核电厂实际运行工况,筛选出反应堆压力容器堆... 核电厂全寿期老化管理是“华龙一号”核电机组的关键任务。为对“华龙一号”核电机组进行有效的老化问题管理,需要对混凝土、电缆进行材料老化留样。通过分析混凝土、电缆材料失效机理,结合核电厂实际运行工况,筛选出反应堆压力容器堆坑部位及安全壳外穹顶顶部混凝土,以及蒸汽发生器、稳压器、主蒸汽管道房间电缆进行留样,形成混凝土、电缆老化留样清单,对后续老化管理定期检测的实施节点进行策划,最终对留样实施过程中遇到的问题进行了总结。 展开更多
关键词 核电机组 老化留样 混凝土 电缆 老化管理
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核电汽轮机组多转子轴系扭振特性分析
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作者 梁宏友 陈昱 +3 位作者 李德超 俞钶文 马镜哲 魏梓卓 《自动化应用》 2026年第3期54-56,共3页
某650 MW核电机组通流部分采用反动式设计,应用了哈汽公司经工程实践验证的小焓降通流设计技术,轴系由多个转子及中间轴组成,且采用特定的轴承与联轴器联接方式。通过对轴系静态参数的分析,确定了轴承标高和负荷等关键数据,进而研究轴... 某650 MW核电机组通流部分采用反动式设计,应用了哈汽公司经工程实践验证的小焓降通流设计技术,轴系由多个转子及中间轴组成,且采用特定的轴承与联轴器联接方式。通过对轴系静态参数的分析,确定了轴承标高和负荷等关键数据,进而研究轴系扭振特性,包括扭振频率、轴颈应力及联轴器螺栓应力等。结果表明,该机组轴系的扭振频率避开了危险区间,轴颈应力和联轴器螺栓应力在不同工况下均符合安全标准,轴系扭振特性良好。 展开更多
关键词 核电机组 轴系 扭振特性 联轴器螺栓
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核电机组DCS现场调试流程优化与风险防控研究
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作者 董胜 《计算机应用文摘》 2026年第7期191-193,共3页
核电机组分散控制系统(DCS)是保障机组安全稳定运行的核心控制平台,其现场调试质量直接影响机组投运安全及长期运行可靠性。针对传统DCS现场调试中流程衔接复杂、接口协调困难、风险识别滞后等问题,文章结合核电机组DCS系统结构特点与... 核电机组分散控制系统(DCS)是保障机组安全稳定运行的核心控制平台,其现场调试质量直接影响机组投运安全及长期运行可靠性。针对传统DCS现场调试中流程衔接复杂、接口协调困难、风险识别滞后等问题,文章结合核电机组DCS系统结构特点与调试阶段划分,提出阶段分层管理、过程风险矩阵法和程序数字化管理相结合的流程优化策略,并对调试全过程的风险防控机制进行系统分析。 展开更多
关键词 核电机组 DCS系统 现场调试 流程优化 风险防控
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CAP系列核电机组主管道切割位置准确定位算法
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作者 陈俊阳 《信息技术》 2026年第1期154-159,165,共7页
研究CAP系列核电机组主管道切割位置准确定位算法,可为核电机组主管道切割作业提供精准的定位结果。针对核电机组主管道上下游待焊接管道,构建核电机组主管道数学模型。确定最佳的坐标转换参数,获取核电机组主管道不同切割管口的空间位... 研究CAP系列核电机组主管道切割位置准确定位算法,可为核电机组主管道切割作业提供精准的定位结果。针对核电机组主管道上下游待焊接管道,构建核电机组主管道数学模型。确定最佳的坐标转换参数,获取核电机组主管道不同切割管口的空间位置。利用自适应管道切割规划算法,确定核电机组主管道切割深度。通过改进模拟退火算法,利用Metropolis准则判定不同温度时的能量变化,实现核电机组主管道切割位置精准定位。实验结果表明,采用该算法定位核电机组主管道切割位置的准确性高。 展开更多
关键词 CAP系列 核电机组 切割位置 准确定位算法 模拟退火算法
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核电调峰下调电量用于制氢的建模与经济性评估方法研究
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作者 卢锦玲 张承承 董博 《电力科学与工程》 2026年第3期10-19,共10页
在构建新型电力系统的过程中,以风、光为主的新能源正逐步占据主导地位,核电主动参与调峰已是必然趋势,由此产生的下调电量随之成为可开发的潜在资源。以我国南方某省远景年电力系统为对象,提出了一种计及核电渐进式调峰特性的电能量–... 在构建新型电力系统的过程中,以风、光为主的新能源正逐步占据主导地位,核电主动参与调峰已是必然趋势,由此产生的下调电量随之成为可开发的潜在资源。以我国南方某省远景年电力系统为对象,提出了一种计及核电渐进式调峰特性的电能量–备用联合出清模型。该模型采用状态机方法刻画核电各调峰深度的驻留与切换逻辑。基于此模型,开展四种典型日场景下的出清仿真,量化核电调峰时段的下调电量。进而,建立了与之衔接的“核电+碱性电解水制氢”经济性评估模型。该模型耦合出清得到的各时序下调电量,系统分析不同制氢功率配置的效益与适应性。结果表明:“核电+碱性电解水制氢”可显著缓解核电出力刚性,提升系统灵活性;在忽略核电机会成本时,制氢系统功率在较大范围内均具经济性,投资回收期可控制在11年以内;若计入核电机会成本,则经济性显著削弱,项目可行性强依赖于未来氢气价格水平。所构建的“电力出清–制氢经济”耦合分析框架,为核电灵活性提升与跨行业新能源消纳提供了定量分析方法。 展开更多
关键词 核电机组 市场出清模型 间接调峰 碱性电解水制氢 经济性
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基于智能传感技术的核电机组施工安全实时监控系统应用研究
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作者 樊茂 《仪器仪表用户》 2026年第2期88-90,共3页
在核电工程建设领域中,核电机组施工安全监控对保障项目顺利推进与人员设备安全意义重大。本文聚焦基于智能传感技术的核电机组施工安全实时监控系统,剖析传统监控模式在响应时效、覆盖范围及预警精度上的短板,阐述系统架构设计、关键... 在核电工程建设领域中,核电机组施工安全监控对保障项目顺利推进与人员设备安全意义重大。本文聚焦基于智能传感技术的核电机组施工安全实时监控系统,剖析传统监控模式在响应时效、覆盖范围及预警精度上的短板,阐述系统架构设计、关键技术创新及工程应用效果,探讨抗辐射节点、多源数据融合等创新方向,明晰技术与安全管控的关联价值,旨在为核电施工管理方提供实操性参考,助力核电安全监控技术升级,推动核电机组施工安全保障能力提升。 展开更多
关键词 智能传感技术 核电机组施工 实时监控
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Prospects of Technological Improvement of Nuclear and Environmental Safety of World Energy
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作者 Iryna Korduba Zhanna Patlashenko Olena Zhukova 《Open Journal of Ecology》 2023年第8期536-548,共13页
Today, the most urgent problem of the existing and future nuclear power industry is to ensure the nuclear and environmental safety of the operation of nuclear power reactor units (NPPs) and nuclear power plants (NPPs)... Today, the most urgent problem of the existing and future nuclear power industry is to ensure the nuclear and environmental safety of the operation of nuclear power reactor units (NPPs) and nuclear power plants (NPPs). It is solved thanks to the application of deeply echeloned protection and an anti-accident complex of methods and means for effective control of the operation of active reactor zones (AZR). However, the danger of existing NPPs in the world from time to time manifests itself in the form of severe post-project accidents and catastrophes with the release into the environment of a significant amount of radioactive materials dangerous for all living things. The results of the analysis show that the unconditional fulfillment of the main requirements of nuclear environmental safety and biocompatibility is possible only in the so-called wave nuclear reactor of the G-V generation, which, unlike reactors of the previous generations III, II+ and IV, does not require supercritical loading of the core with nuclear fuel. In the active zone of this reactor, nuclear-physical processes governed by physical law are implemented, which exclude the operator’s participation in regulating the reactivity of the reactor’s active zone, which makes it the reactor with the highest level of nuclear and environmental safety today, which is based on the principles of so-called internal safety, free from the human factor. The possibility of burning nuclear fuel based on U238 and Th232 in it expands the reserves of energetic nuclear fuel almost to inexhaustibility. The technology of nuclear reactors of the G5 generation through the secondary use of spent irradiated nuclear fuel (SNF) for the production of energy and energy raw materials with simultaneous burning of it to an environmentally safe state is able to quickly reduce the available stocks and further production of dangerous SNF, guarantee the nuclear and environmental safety of NPPs with reactors G5 and to technologically make nuclear post-project accidents and disasters impossible at the level of physical law with the complete elimination of the human factor. 展开更多
关键词 nuclear-Environmental Safety nuclear power Reactor unit nuclear Fuel Cycle nuclear Technologies of the Fifth Generation nuclear-Environmental Safety Wave Reactor BIOCOMPATIBILITY
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基于CiteSpace的核电机组故障诊断发展趋势分析
15
作者 李蔚 李翱 +3 位作者 方兴煜 卢韩斌 林小杰 尚宪和 《山东电力技术》 2025年第3期75-85,共11页
核电作为一种清洁能源,对优化我国能源结构、保障能源安全、助力实现“双碳”目标具有重要作用,而核电机组的安全运行尤其重要。文中使用CiteSpace 6.1.6软件对2009-2024年中国知网(China National Knowledge Infrastructure,CNKI)和Web... 核电作为一种清洁能源,对优化我国能源结构、保障能源安全、助力实现“双碳”目标具有重要作用,而核电机组的安全运行尤其重要。文中使用CiteSpace 6.1.6软件对2009-2024年中国知网(China National Knowledge Infrastructure,CNKI)和Web of Science(WOS)数据库的核电机组故障诊断相关研究进行量化分析。研究表明:该领域国内发文以研究院为主体,国际文献则由高校领衔;故障诊断技术从专家驱动向数据驱动转变,热点趋势归纳为在线监测/性能监测-预防性维修-机器学习/主成分分析-深度学习/卷积神经网络;核电厂的数字化进程热点为仪控系统-人因工程-智能运维-数字孪生。根据文献结果分析可知,未来人工智能算法在核电故障诊断领域的应用有助于提高故障诊断精度、增强故障可解释性。 展开更多
关键词 核电机组 故障诊断 核电数字化 CiteSpace软件
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某核电厂EPR机组主控室可居留性分析及改进 被引量:1
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作者 魏鹏 李晓晨 +8 位作者 杨志超 张伟 吴涛 张渊 高琳锋 李永国 李健 刘涛 张崇文 《辐射防护通讯》 2025年第4期32-37,共6页
参照相关标准对某核电厂EPR机组主控室进行了无过滤空气内漏示踪试验。试验结果表明,该机型核电厂主控室的无过滤内漏优于其他非设计要求核电厂,但仍有改进的空间。通过对无过滤空气内漏起因分析,本文推荐了可能的改进方向。
关键词 核电厂 EPR机组 主控室 可居留性
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各类发电机组的旁路系统综述
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作者 陈泽兵 李文 +1 位作者 关胤 朱阳历 《工程科学学报》 北大核心 2025年第10期2090-2102,共13页
旁路系统是各类发电机组中重要的辅助系统.本文从旁路系统的基本原理、组成与分类、容量与功能等方面进行了研究与总结,以火电机组汽轮机的冷态启动为例,分析了高低压旁路的运行过程;并通过对比三类旁路结构的优缺点和实际应用情况,发... 旁路系统是各类发电机组中重要的辅助系统.本文从旁路系统的基本原理、组成与分类、容量与功能等方面进行了研究与总结,以火电机组汽轮机的冷态启动为例,分析了高低压旁路的运行过程;并通过对比三类旁路结构的优缺点和实际应用情况,发现二级串联旁路系统是多数发电机组的优选,具有代表性和典型性.重点对旁路系统在六类发电机组中的应用情况进行了调研,通过对比分析设备配置、结构形式和功能特点,得出结论:旁路系统在火电机组、燃气-蒸汽联合循环机组中的技术成熟度高,结构形式和控制功能较完善,已实现广泛应用;在核电机组中也已实现应用,对旁路中的设备具有更高的设计和制造要求;而在整体煤气化联合循环机组中技术成熟度较低,设备配置和控制模式尚不完善;在超临界二氧化碳联合循环机组中使用效果不佳,影响运行效率,尚未取得实际应用;旁路系统在压缩空气储能系统中有利于膨胀机的频繁启停、变工况运行,但尚处于理论研究阶段,相关内容较少.最后本文基于当前研究中的欠缺之处,对旁路系统未来的研究方向进行了展望. 展开更多
关键词 旁路系统 火力发电机组 联合循环机组 核电机组 压缩空气储能系统
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海水条件下蒸汽低速浸没射流压力振荡特性研究
18
作者 滑永振 张瑞 +2 位作者 曹安 孟兆明 李建发 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1035-1043,共9页
针对船舶等海上核动力装置以海水替代淡水作为抑压水池的冷却工质,能有效解决淡水储备不足且获取不易的问题,可提高船舶核动力装置的海洋适用性。但目前缺少海水条件下蒸汽浸没射流现象的研究,对于海水条件下蒸汽低速浸没射流的压力振... 针对船舶等海上核动力装置以海水替代淡水作为抑压水池的冷却工质,能有效解决淡水储备不足且获取不易的问题,可提高船舶核动力装置的海洋适用性。但目前缺少海水条件下蒸汽浸没射流现象的研究,对于海水条件下蒸汽低速浸没射流的压力振荡特性尚不清楚。本文通过实验研究,逐一对比分析了蒸汽-海水射流的压力振荡强度、压力振荡频率与蒸汽-淡水射流的区别。结果表明,蒸汽-海水射流与蒸汽-淡水射流之间存在差异,尤其是水池内的压力振荡幅值,在较低水温条件下蒸汽-海水射流的水池内压力振荡幅值大于蒸汽-淡水射流的,在较高水温条件下蒸汽-海水射流的水池内压力振荡幅值相对较小。本文的研究有助于了解和掌握蒸汽-海水射流压力振荡特性,为海水替代淡水作为抑压水池的冷却工质提供了技术支撑。 展开更多
关键词 核动力装置 蒸汽射流 海水 压力振荡
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核电机组出力监督集合分析模型开发与应用
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作者 周帅 张大勇 +1 位作者 赵清森 邓德兵 《能源研究与管理》 2025年第3期46-50,共5页
为了解决核电机组运行过程中出力能力异常问题,基于某滨海核电厂多年的机组出力监督实践研究,提出了一套简洁、易用的机组出力监督集合分析模型。运用集合概念,将核电机组热力系统的热端、中间段和冷端3个区段定义为子集,结合机组出力... 为了解决核电机组运行过程中出力能力异常问题,基于某滨海核电厂多年的机组出力监督实践研究,提出了一套简洁、易用的机组出力监督集合分析模型。运用集合概念,将核电机组热力系统的热端、中间段和冷端3个区段定义为子集,结合机组出力日常监督的海水温度、热功率、发电机功率、调节级压力、凝汽器压力等数据回归分析得到的特性曲线,当出力偏差异常超过2 MW时,能够迅速定位出力故障区段。通过集合分析判断方法的应用,成功诊断某核电机组在日常运行过程中出现的热功率测量系统漂移、复式低压加热器性能劣化、冷端运行性能异常等故障。该分析模型为其他核电站机组出力诊断提供参考。 展开更多
关键词 核电 机组出力 集合分析 性能监督 热力系统诊断
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国内M310核电机组放射性废液处理系统的现状分析和优化建议
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作者 司鹏昆 《辐射防护》 北大核心 2025年第2期167-174,共8页
M310机组是国内早期引进的核电机组,其放射性废液处理系统虽然运行稳定,但存在运行成本高、效率不稳定、去污因子较低、二次固废产生量大等问题,尤其是去污因子较低,目前的工艺和设备已无法满足进一步降低向环境排放的放射性核素总量的... M310机组是国内早期引进的核电机组,其放射性废液处理系统虽然运行稳定,但存在运行成本高、效率不稳定、去污因子较低、二次固废产生量大等问题,尤其是去污因子较低,目前的工艺和设备已无法满足进一步降低向环境排放的放射性核素总量的需求,与先进国家和地区相比仍有不小的差距。本文将从目前的运行现状出发,结合目前国内外成熟的废液处理工艺,详细阐述M310核电机组放射性废液处理系统优化方向和建议。 展开更多
关键词 M310机组 核电 放射性废液 去污因子
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