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HPR1000核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计
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作者 章雨 彭浩 +1 位作者 胡清仁 周岱 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期224-228,共5页
通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求,结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号(HPR1000)堆型中反应堆保护系统(RPR)的特点,采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想,提出了一套完整的基于龙鳞平台(NASPIC)面向HPR1000堆型的RPR系... 通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求,结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号(HPR1000)堆型中反应堆保护系统(RPR)的特点,采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想,提出了一套完整的基于龙鳞平台(NASPIC)面向HPR1000堆型的RPR系统定期试验方案设计。相较于国内其他核电机组的试验方案,该方案在满足RPR系统的定期试验功能需求的基础上,多采用自动化和人因友好性设计进行优化改进,实现了试验的自动化执行,降低了人因风险,可为后续其他工程的RPR系统定期试验方案提供参考。 展开更多
关键词 龙鳞平台(NASPIC) 定期试验 反应堆保护系统(RPR) 华龙一号(hpr1000)
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Study on Key Technologies of Passive Containment Heat Removal System for HPR1000
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作者 Ji Xing Li Gao +7 位作者 Feng Liu Zhongning Sun Li Li Xinli Yu Yawei Mao Haozhi Bian Zhaoming Meng Ming Ding 《Engineering》 2025年第9期204-216,共13页
The passive containment heat removal system(PCS)is one of the key passive safety systems of China’s third-generation advanced pressurized water reactor-Hua-long Pressurized Reactor(HPR1000),used to prevent overpressu... The passive containment heat removal system(PCS)is one of the key passive safety systems of China’s third-generation advanced pressurized water reactor-Hua-long Pressurized Reactor(HPR1000),used to prevent overpressure of large concrete containment under severe accident scenarios.This paper provides an overview of the development of the HPR1000 passive containment heat removal system,including its operating principles and configuration,internal heat exchanger design,feasibility tests,engineering-scale PCS verification tests,comprehensive tests on PCS-containment coupling characteristics,among other key supporting studies.These extensive studies demonstrated that the PCS of HPR1000,which is designed based on flashing-driven open natural circulation and efficient condensation heat transfer theory,can work effectively and ensure the integrity of the containment under various accident scenarios.The system has been applied to Fuqing No.5 and No.6 nuclear power units and Zhangzhou No.1 and No.2 units of China’s first million-kilowatt third-generation nuclear power HPR1000.It is also applied to K-2/K-3 units of Karachi Nuclear Power Plant in Pakistan. 展开更多
关键词 Passive containment heat removal system hpr1000 Open natural circulation system Severe accident Thermal hydraulics
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HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析 被引量:3
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作者 蒋波 王雷 江易蔚 《科技视界》 2019年第25期78-79,共2页
堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似... 堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性,但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点,为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。 展开更多
关键词 堆芯测量 hpr1000 AP1000
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基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究 被引量:2
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作者 陈国才 李峰 +2 位作者 汤华鹏 邱志方 邓坚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期93-98,共6页
为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,... 为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。 展开更多
关键词 系统工程 层次分析法(APH) 非能动余热排出系统(PRS) “华龙一号”核电机组(hpr1000)
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基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用 被引量:1
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作者 秦帅 李云召 +4 位作者 贺清明 白家赫 董文昌 曹良志 吴宏春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期21-27,共7页
基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了... 基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了组件均匀化少群常数产生功能,使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数,利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响,提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证,并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明,与设计值对比,临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数,计算精度符合工程计算的要求,为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。 展开更多
关键词 少群常数 NECP-MCX 蒙特卡罗 华龙一号(hpr1000)
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HPR1000堆芯装载50%MOX组件的燃料管理方案 被引量:3
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作者 刘国明 郭治鹏 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期49-55,共7页
针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃... 针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃料管理方案研究。通过与UO2堆芯的对比,分析了装载50%MOX组件堆芯的核特性。分析结果表明,两种50%堆芯装载MOX组件的燃料管理方案,其堆芯主要物理参数均满足核设计准则要求。 展开更多
关键词 hpr1000堆芯 MOX组件 燃料管理
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Development of CONTHAC-3D and hydrogen distribution analysis of HPR1000
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作者 Hui Wang Jing-Jing Li +2 位作者 Yuan Chang Gong-Lin Li Ming Ding 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第2期210-221,共12页
An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be ap... An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be applied to predict gas flow,diffusion,and steam condensation in a containment during a severe hypothetical accident,as well as to obtain an estimate of the local hydrogen concentration in various zones of the containment.CONTHAC-3D was developed using multiple models to simulate the features of the proprietary systems and equipment of HPR1000 and ACP100,such as the passive cooling system,passive autocatalytic recombiners and the passive air cooling system.To validate CONTHAC-3D,a GX6 test was performed at the Battelle Model Containment facility.The hydrogen concentration and temperature monitored by the GX6 test are accurately predicted by CONTHAC-3D.Subsequently,the hydrogen distribution in the HPR1000 containment during a severe accident was studied.The results show that the hydrogen removal rates calculated using CONTHAC-3D for different types of PARs agree well with the theoretical values,with an error of less than 1%.As the accident progresses,the hydrogen concentration in the lower compartment becomes higher than that in the large space,which implies that the lower compartment has a higher hydrogen risk than the dome and large space at a later stage of the accident.The amount of hydrogen removed by the PARs placed on the floor of the compartment is small;therefore,raising the installation height of these recombiners appropriately is recommended.However,we do not recommend installing all autocatalytic recombiners at high positions.The study findings in regard to the hydrogen distribution in the HPR1000 containment indicate that CONTHAC-3D can be applied to the study of hydrogen risk containment. 展开更多
关键词 Hydrogen risk mitigation Pressurized water reactor hpr1000 Thermal hydraulic CONTHAC-3D
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HPR1000给水加热器疏水回收系统仿真
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作者 谢政权 《核科学与技术》 2019年第2期56-64,共9页
HPR1000 (Hua-long Pressurized Reactor)是中核集团和中广核集团联合研发的先进压水堆,华龙一号(福清5/6号机组)作为国际首个HPR1000项目,其全范围模拟机基于CNPO的RINSIM2.0-Windows仿真平台开发。本文主要介绍了RINSIM 2.0平台下流... HPR1000 (Hua-long Pressurized Reactor)是中核集团和中广核集团联合研发的先进压水堆,华龙一号(福清5/6号机组)作为国际首个HPR1000项目,其全范围模拟机基于CNPO的RINSIM2.0-Windows仿真平台开发。本文主要介绍了RINSIM 2.0平台下流体网络的建模原理,并以HPR1000给水加热器疏水回收系统(TFR: Feed-water Heaters Drain Recovery System)为例,详细介绍了图形化建模工具、工艺系统建模及分系统测试过程。 展开更多
关键词 hpr1000 仿真 TFR RINSIM 2.0
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HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估 被引量:2
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作者 王辉 孙婧 +1 位作者 陈巧艳 石雪垚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期474-481,共8页
华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开... 华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。 展开更多
关键词 华龙一号 堆内熔融物滞留 非能动堆腔注水冷却系统
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“华龙一号”(HPR1000):中国新名片 被引量:6
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作者 邢继 李崇 +5 位作者 吴宇翔 胡宗文 刘倩雯 宿吉强 高力 张雪霜 《中国核电》 2017年第4期457-462,共6页
"华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预... "华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预防与缓解措施,满足三代核电厂的用户要求,在落实国家"一带一路"倡议中,是中国技术与装备迈出国门,走向国际舞台的新名片;在经济发展步入新常态的背景之下,以创新驱动发展,应用"互联网+"推动"集智创新",推动制造产业升级和供给侧改革,是创新发展的新名片;作为军民融合产业的代表,是助推我国建设成为核工业强国,支撑国家战略安全,实现军民深度融合的新名片。 展开更多
关键词 华龙一号 一带一路 互联网+ 供给侧改革 军民融合
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“华龙一号”(HPR1000):中国新名片 被引量:5
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作者 邢继 李崇 +5 位作者 吴宇翔 胡宗文 刘倩雯 宿吉强 高力 张雪霜 《中国核电》 2018年第1期15-20,共6页
"华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预... "华龙一号"是我国具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术,它在多个领域的突破和成就铸成了一张张亮眼的名片:在设计上,充分吸收福岛核事故的经验反馈,采用能动与非能动相结合的安全设计理念,设置完善的严重事故预防与缓解措施,满足三代核电厂的用户要求,在落实国家"一带一路"倡议中,是中国技术与装备迈出国门,走向国际舞台的新名片;在经济发展步入新常态的背景之下,以创新驱动发展,应用"互联网+"推动"集智创新",推动制造产业升级和供给侧改革,是创新发展的新名片;作为军民融合产业的代表,是助推我国建设成为核工业强国,支撑国家战略安全,实现军民深度融合的新名片。 展开更多
关键词 华龙一号 一带一路 互联网+ 供给侧改革 军民融合
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海外“华龙一号”(HPR1000)核电厂电源切换装置的原理及应用 被引量:1
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作者 宋成洋 洪琪旭 +1 位作者 曹望刚 步祯祎 《电工技术》 2021年第19期179-181,共3页
通过对海外某华龙一号(HPR1000)厂用电接线方式和电源切换设计理念的介绍,分析了厂用电装置的切换和合闸的原理,并以核电站某次试验失败后事故工况下电源切换为例,对电源切换过程进行分析和验证,说明了核电厂事故工况下电源切换装置能... 通过对海外某华龙一号(HPR1000)厂用电接线方式和电源切换设计理念的介绍,分析了厂用电装置的切换和合闸的原理,并以核电站某次试验失败后事故工况下电源切换为例,对电源切换过程进行分析和验证,说明了核电厂事故工况下电源切换装置能可靠动作的原理,可对后续的核电机组调试提供借鉴。 展开更多
关键词 华龙一号 电源切换 厂用电
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HPR1000放射性集体剂量优化方案探讨
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作者 刘润生 《中国核电》 2023年第5期724-728,共5页
放射性集体剂量是核电厂接受WANO评估过程的重要指标。以“华龙一号”机组为例,探讨了在设计阶段降低机组运行工况下放射性集体剂量的方案,调研了其他核电厂的运行情况和降低放射性集体剂量的方案,以调研结果作为参考,探讨了设计阶段需... 放射性集体剂量是核电厂接受WANO评估过程的重要指标。以“华龙一号”机组为例,探讨了在设计阶段降低机组运行工况下放射性集体剂量的方案,调研了其他核电厂的运行情况和降低放射性集体剂量的方案,以调研结果作为参考,探讨了设计阶段需要考虑的改进建议及方案,以确保机组投运后的放射性集体剂量在较低水平。 展开更多
关键词 设计阶段 降低 集体剂量 改进建议
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华龙一号HPR1000核电机组的内部接口分析
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作者 万忠义 明艳 《集成电路应用》 2019年第4期121-122,共2页
介绍了华龙一号堆型核电站采用内部接口交换设计信息的必要性、内部接口控制手册的特点并提出编制、修改和交换遵循的原则:完整性、主动性、明确性、一致性、及时性和可执行性。通过建立严谨的质保体系、配备专门的管理团队、采用信息... 介绍了华龙一号堆型核电站采用内部接口交换设计信息的必要性、内部接口控制手册的特点并提出编制、修改和交换遵循的原则:完整性、主动性、明确性、一致性、及时性和可执行性。通过建立严谨的质保体系、配备专门的管理团队、采用信息化管理工具,形成先进的管理体系,才能保证内部设计接口交换的有序进行。为后期核电工程或核工程建设的内部专业设计信息交换的模式及管理提供了借鉴。 展开更多
关键词 华龙一号 内部接口 核电管理
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不同运行参数对压力容器外部冷却临界热流密度影响实验研究
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作者 张震 熊万玉 +4 位作者 幸奠川 昝元锋 王广金 陈德奇 徐建军 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第2期283-291,共9页
国内外众多三代核电采用的是非能动冷却的熔融物滞留措施,华龙一号(HPR1000)为应对极端严重事故而设置了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。为了评估该系统的能动子系统的运行特性,采用等宽矩形结构发热体模拟了压力容器的下封头,... 国内外众多三代核电采用的是非能动冷却的熔融物滞留措施,华龙一号(HPR1000)为应对极端严重事故而设置了能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。为了评估该系统的能动子系统的运行特性,采用等宽矩形结构发热体模拟了压力容器的下封头,在强迫驱动冷却条件下,实验研究了不同运行参数对临界热流密度的影响。实验结果表明:在靠近出口的区域,随着角度的增加,临界热流密度会发生降低。在中部区域,随着角度的增加,临界热流密度随之增加,在82.5°位置处形成局部峰值。在靠近入口的区域,当入口过冷度较高(约30℃)时,入口效应的影响较为显著,入口位置的临界热流密度高于中部区域的临界热流密度。高入口过冷度工况(约70℃)条件下,冷却流量的增加对临界热流密度的影响更为明显。低入口过冷度工况(约7℃)时,过冷度和压力的变化对临界热流密度的影响更为明显。 展开更多
关键词 华龙一号 堆腔注水冷却系统 运行参数 临界热流密度 实验研究
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华龙一号反应堆压力容器上封头三维流场分析与改进优化
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作者 李俊龙 刘卢果 +4 位作者 刘昌文 吴清 夏云峰 谭雪峰 吕宇飞 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期306-311,共6页
准确获得反应堆压力容器内部的流场分布对安全分析至关重要。本文针对华龙一号反应堆压力容器上封头及其改进方案建立了三维模型,使用计算流体动力学(CFD)方法对其三维流场开展计算分析。研究发现,华龙一号反应堆压力容器上封头内流场复... 准确获得反应堆压力容器内部的流场分布对安全分析至关重要。本文针对华龙一号反应堆压力容器上封头及其改进方案建立了三维模型,使用计算流体动力学(CFD)方法对其三维流场开展计算分析。研究发现,华龙一号反应堆压力容器上封头内流场复杂,控制棒导向筒隔热套附近横向流较大。本文提出的两种改进方案均能有效降低控制棒导向筒隔热套附近横向流速,有利于缓解控制棒导向筒隔热套的磨损。本文研究可为华龙一号反应堆压力容器的优化设计提供技术支撑。 展开更多
关键词 华龙一号 反应堆压力容器 上封头 流场分析 计算流体动力学(CFD)
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安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定影响研究
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作者 金鑫 唐辉 +4 位作者 何凡 黄欢 吴蓓 李蒙 黄旺南 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期169-174,共6页
针对华龙一号核电机组,按以下步骤对安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定及事故处理影响进行系统性的分析研究:①梳理安全壳内高能管道破口工况;②开展相关隔间内局部环境条件分析;③识别局部超温/超压的隔间清单;④梳理隔间内需鉴定的... 针对华龙一号核电机组,按以下步骤对安全壳内隔间局部环境条件对设备鉴定及事故处理影响进行系统性的分析研究:①梳理安全壳内高能管道破口工况;②开展相关隔间内局部环境条件分析;③识别局部超温/超压的隔间清单;④梳理隔间内需鉴定的设备;⑤分析局部环境条件对设备鉴定以及事故处理的影响。研究结果表明,安全壳内在高能管道破口事故下存在部分隔间的局部环境条件突破整体环境条件的情况,但对于设备鉴定以及相关事故的处理不造成影响。 展开更多
关键词 设备鉴定 局部环境 事故处理 华龙一号
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“华龙一号”保压蒸汽调节阀卡涩根因分析及整阀国产化研究
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作者 薛凯 周鹏波 +3 位作者 马旺发 张伏明 王沁宇 杨磊 《阀门》 2026年第2期224-231,共8页
在“华龙一号”核电技术体系中,辅助蒸汽至除氧器保压蒸汽调节阀扮演着至关重要的角色。然而该阀门频繁出现卡涩故障,对机组运行稳定性与经济性造成严重负面影响。本研究通过对福清华龙机组的深入调研与细致诊断,全面剖析了阀门卡涩的... 在“华龙一号”核电技术体系中,辅助蒸汽至除氧器保压蒸汽调节阀扮演着至关重要的角色。然而该阀门频繁出现卡涩故障,对机组运行稳定性与经济性造成严重负面影响。本研究通过对福清华龙机组的深入调研与细致诊断,全面剖析了阀门卡涩的深层次原因,涵盖了多个关键因素。同时,从四种创新性的方案中确定最佳解决方案。最后,通过多项测试试验,验证了国产化阀门的性能与可靠品质。本研究成果不仅解决了卡涩难题,显著提升机组运行效率与经济收益,更为我国核电关键设备的自主化、国产化进程开辟了全新路径,推动了我国在核电领域的核心竞争力与能源安全保障能力的提升。 展开更多
关键词 华龙一号 调节阀 卡涩 国产化
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“华龙一号”保护系统外部接口试验设计及应用
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作者 章雨 周岱 +2 位作者 谢维波 李雨桐 胡清仁 《自动化仪表》 2026年第1期10-13,19,共5页
目前,反应堆保护系统输出至外部接口试验设计所采用的硬按钮手动控制效率较低。对此,结合龙鳞平台的特性和“华龙一号”反应堆保护系统的结构特点,设计了基于试验操作层和控制逻辑层的输出至外部接口试验方案,以提高试验的自动化水平。... 目前,反应堆保护系统输出至外部接口试验设计所采用的硬按钮手动控制效率较低。对此,结合龙鳞平台的特性和“华龙一号”反应堆保护系统的结构特点,设计了基于试验操作层和控制逻辑层的输出至外部接口试验方案,以提高试验的自动化水平。试验操作层采用统一的设备安全显示单元代替硬按钮和工程师站,减少了试验装备的数量,降低了试验人员的工作强度,提升了人机交互的友好性。试验界面采用单页独立设计和通道互锁,避免了多个通道同时开展试验影响系统冗余度的风险。控制逻辑层采用一键启动设计。通过定时器的顺序触发制动并行执行试验指令并采集试验结果,从而减少试验时间。设计满足法律和法规要求。经过实际的试验及应用,该方案可有效缩短试验时间、提高试验效率、减少人因失误。该方案可为核电厂同类型的接口试验提供借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 华龙一号 反应堆保护系统 龙鳞系统 定期试验 接口试验方案
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重大工程推动关键核心技术产业化的实现路径——以“华龙一号”核电工程项目为例 被引量:3
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作者 杨筱恬 关月 +1 位作者 于淼 朱方伟 《科学学研究》 北大核心 2025年第4期834-844,共11页
提升关键核心技术攻关、实现技术产业化能力,事关我国关键核心技术能否走向经济主战场、能否实现国家战略安全领域的关键核心技术国产替代。基于协同机制与技术产业化研究基础,以关键核心技术由“实验室技术→技术成果转化→技术产业化... 提升关键核心技术攻关、实现技术产业化能力,事关我国关键核心技术能否走向经济主战场、能否实现国家战略安全领域的关键核心技术国产替代。基于协同机制与技术产业化研究基础,以关键核心技术由“实验室技术→技术成果转化→技术产业化”的实现过程为主线,探讨重大工程如何推动关键核心技术产业化的理论问题。研究发现:(1)技术产业化的实现路径是“一揽子”技术、技术与工程耦合到技术与工程交互迭代,进而实现批量化生产的过程;(2)核心企业在技术成果转化与产业化阶段分别采取任务式协同和系统式协同,实现技术批量化建设目标;(3)技术成果转化是重大工程项目将技术与工程两个端点相连接的结果,而技术产业化是端点相连后实现互通,在后续工程中不断迭代循环的结果。研究旨在丰富我国管理实践中关键核心技术攻关与技术产业化等实践问题的理论基础,明确技术产业化的实现路径和过程机理,为关键核心技术国产化替代提供有益借鉴和启示。 展开更多
关键词 关键核心技术 技术产业化 重大工程 协同机制 华龙一号
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