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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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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:2
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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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RMC在“华龙一号”堆内屏蔽计算中的应用研究
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作者 应栋川 肖锋 +3 位作者 唐松乾 谭怡 田超 尚晓通 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期395-399,共5页
面对国外主流蒙特卡罗分析程序对我国技术封锁的现状,针对核电厂反应堆屏蔽设计和高精度屏蔽计算分析的刚性需求,中国核动力研究设计院与清华大学在反应堆用蒙特卡罗模拟程序(RMC)已有堆物理计算分析功能的基础上,联合开发了屏蔽计算功... 面对国外主流蒙特卡罗分析程序对我国技术封锁的现状,针对核电厂反应堆屏蔽设计和高精度屏蔽计算分析的刚性需求,中国核动力研究设计院与清华大学在反应堆用蒙特卡罗模拟程序(RMC)已有堆物理计算分析功能的基础上,联合开发了屏蔽计算功能,并通过系列算例验证程序的正确性和有效性。然而,已有验证算例仍在几何尺度、几何和材料构成上相对简单,RMC面对大尺度复杂几何和材料构成的实际工程屏蔽计算问题的应用能力仍待检验。为检验RMC屏蔽计算功能在核电厂实际工程问题中的计算分析能力,以“华龙一号”为应用对象,采用RMC程序充分模拟了中子和γ射线在反应堆内的耦合输运过程,并将计算结果与国际通用程序蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)进行了对比,屏蔽计算结果符合良好,初步验证了RMC程序屏蔽计算结果的正确性及应用于核电厂反应堆堆内屏蔽计算分析的有效性。 展开更多
关键词 “华龙一号” 屏蔽计算 RMC
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基于华龙一号验证仿真机的LOCUST-SIM软件验证
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作者 汤俊铭 黄泽松 +4 位作者 周树勇 徐财红 郭华 郑伟 高伟 《核动力工程》 北大核心 2025年第S1期200-206,共7页
LOCUST-SIM软件是中国广核集团有限公司(CGN)专为压水堆热工水力仿真开发的先进软件。本文利用线程池技术对LOCUST-SIM软件的计算流程进行优化,并在华龙一号(HPR1000)验证仿真机上开展了对LOCUST-SIM软件的验证,旨在评估其在模拟核电厂... LOCUST-SIM软件是中国广核集团有限公司(CGN)专为压水堆热工水力仿真开发的先进软件。本文利用线程池技术对LOCUST-SIM软件的计算流程进行优化,并在华龙一号(HPR1000)验证仿真机上开展了对LOCUST-SIM软件的验证,旨在评估其在模拟核电厂热工水力特性时的准确性和可靠性,以提升软件的计算效率。研究首先应用LOCUST-SIM软件对HPR1000验证仿真机的热工水力模型进行模拟,随后利用GENUS仿真平台及其集成的流网分析程序与仪控仿真工具,构建了基于核电厂运行原理的HPR1000验证仿真机模型,并模拟了3种事故的瞬态过程。将模拟结果与国际广泛使用的热工水力仿真程序RELAP5-3D的输出进行比较分析,比较结果表明LOCUST-SIM软件能够合理预测热工水力特性,并能显著提升计算速度,符合反应堆热工水力仿真的应用需求。 展开更多
关键词 华龙一号(hpr1000) 热工水力仿真 线程池 LOCUST-SIM 软件验证
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华龙一号设备冷却水系统多目标优化设计
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作者 赵伟光 于沛 +2 位作者 曾晓波 范广铭 阎昌琪 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期616-624,共9页
为了改进华龙一号核岛冷链系统中的设备冷却水系统设计裕量大,解决该系统冷源利用率低和经济性较差的问题,根据系统热负荷传递逻辑和系统设计与运行特点,建立了设备冷却水系统性能指标评价数学模型,以重量、体积、系统投资费用与系统能... 为了改进华龙一号核岛冷链系统中的设备冷却水系统设计裕量大,解决该系统冷源利用率低和经济性较差的问题,根据系统热负荷传递逻辑和系统设计与运行特点,建立了设备冷却水系统性能指标评价数学模型,以重量、体积、系统投资费用与系统能耗为优化目标,通过开发的优化算法进行了多目标优化,并讨论了设备冷却水系统的部分指标变化对4个目标的影响。研究结果表明,在满足冷链系统性能指标需求的前提下,通过优化算法寻找设备冷却水系统温度、压力与大流量设备的流量的组合,找到了4个目标相对最优的方案。该优化设计方案不仅能够有效解决设备冷却水系统在设计时存在的问题,还有效地提高华龙一号设备冷却水系统的经济性,减小设备在厂房中占用的空间,具有实际的工程意义,为后续华龙一号冷链系统的研究和设计方案开发提供了参考。 展开更多
关键词 华龙一号 设备冷却水系统 经济性 多目标优化 性能指标评价模型
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华龙一号反应堆177堆芯核设计 被引量:20
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作者 李向阳 刘启伟 +5 位作者 李庆 陈亮 刘晓黎 王诗倩 谢运利 陈长 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期8-12,共5页
华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可... 华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态开保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。 展开更多
关键词 华龙一号(hpr1000)反应堆 三代压水堆型 18个月换料 在线监测
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华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究 被引量:6
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作者 朱大欢 邓纯锐 +12 位作者 吴清 向清安 刘昌文 冷贵君 张明 侯丼强 张晓华 陈彬 关仲华 武铃珺 邹志强 王小吉 张震 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期32-36,共5页
华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试... 华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 严重亊故 临界热流密度 华龙一号(hpr1000)反应堆
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