期刊文献+
共找到28篇文章
< 1 2 >
每页显示 20 50 100
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
1
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
在线阅读 下载PDF
Prospects of Technological Improvement of Nuclear and Environmental Safety of World Energy
2
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
在线阅读 下载PDF
采用核电机组原址替代燃煤退役机组的技术路线选择
3
作者 宋潇逸 姜震 汪岚 《南方能源建设》 2025年第4期93-99,共7页
[目的]“双碳”背景下,我国减排压力较大。核能作为一种稳定的近“零碳”能源,是一种良好的替代能源。但目前核电机组与燃煤机组选址要求差距较大,采取何种核电机组替代退役火电机组较为合适,需要分析探讨。[方法]文章通过分析全球减碳... [目的]“双碳”背景下,我国减排压力较大。核能作为一种稳定的近“零碳”能源,是一种良好的替代能源。但目前核电机组与燃煤机组选址要求差距较大,采取何种核电机组替代退役火电机组较为合适,需要分析探讨。[方法]文章通过分析全球减碳形势、当下我国核电发展的现状及我国新型电力系统构建的现状探讨采用核电机组替代燃煤机组的必要性,从厂址替代、主机参数及用地指标3个方面剖析了核电堆型原址替代火电退役机组的可行性,探讨了采用核电机组原址替代火电退役机组的技术路线方向。[结果]分析论证表明:高温气冷堆在厂址替代、主机参数及用地指标的替代上具有一定优势。[结论]采用核电机组原址替代火电退役机组在我国当前电力形势下具有必要性。高温气冷堆是一条合适的替代技术路线方向。文章可为我国“双碳”目标下火核替代的发展提供参考建议。 展开更多
关键词 双碳 燃煤退役机组 核电机组 高温气冷堆 原址替代
在线阅读 下载PDF
核电厂核反应堆冷却剂系统故障诊断门控循环单元模型研究
4
作者 李枭瀚 戴滔 +1 位作者 隋阳 朱佳浩 《原子核物理评论》 北大核心 2025年第3期591-598,共8页
传统的数据驱动的故障诊断方法难以在有噪声的环境下准确地诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(RCS)的故障。为了解决这一问题,采用如下技术路线,构建了一个核电厂RCS故障诊断门控循环单元(GRU)模型:先采用GRU方法,构建核电厂RCS故障诊断GRU... 传统的数据驱动的故障诊断方法难以在有噪声的环境下准确地诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(RCS)的故障。为了解决这一问题,采用如下技术路线,构建了一个核电厂RCS故障诊断门控循环单元(GRU)模型:先采用GRU方法,构建核电厂RCS故障诊断GRU初始模型;再采用基于时间反向传播和自适应动量估计优化算法,修正GRU模型初始化参数,构建核电厂RCS故障诊断GRU模型;再将核电厂RCS故障诊断GRU模型应用于RCS的故障诊断;最后,通过对比分析所构建的RCS故障诊断GRU模型与反向传播神经网络(BPNN)、支持向量机(SVM)和极限梯度提升(XGBoost)模型在诊断准确率及鲁棒性方面的表现,验证核电厂RCS故障诊断GRU模型的有效性。研究表明,所构建的核电厂RCS故障诊断GRU模型能够在有噪声的环境下准确地诊断RCS的故障。 展开更多
关键词 核电厂 核反应堆冷却剂系统 故障诊断 门控循环单元模型
原文传递
压水堆核电机组参与电网调峰分析
5
作者 孙暖 《价值工程》 2025年第23期7-10,共4页
随着全球能源结构转型加速,核电作为低碳基荷电源在电网中的占比逐步提升,其参与电网调峰备受关注。针对压水堆核电机组参与电网调峰需求,基于不同核电机组的运行要求,分析了机组的调峰能力以及核电机组参与调峰对核燃料、堆芯反应性控... 随着全球能源结构转型加速,核电作为低碳基荷电源在电网中的占比逐步提升,其参与电网调峰备受关注。针对压水堆核电机组参与电网调峰需求,基于不同核电机组的运行要求,分析了机组的调峰能力以及核电机组参与调峰对核燃料、堆芯反应性控制及运行参数、一回路及二回路系统运行控制、一回路水质指标、三废排放量、重要设备长期运行性能等多方面的影响。分析表明:压水堆核电机组参与调峰的能力以及运行状态与调峰次数、调峰速率、调峰深度等关键参数密切相关,相关参数调节必须在技术规定允许的范围内进行,且需要充分考虑多重因素。 展开更多
关键词 核电机组 电网调峰 压水堆
在线阅读 下载PDF
压水堆核电机组给水流量控制优化 被引量:2
6
作者 何朝均 《兵工自动化》 北大核心 2024年第12期23-25,共3页
针对难以适应压水堆核电机组复杂的工作环境、给水流量控制不稳定、难以实现精确调节的问题,提出一种基于非线性状态广义预测的压水堆核电机组给水流量控制方法。利用差压式流量计采集给水流量历史数据,以此为依据,利用非线性状态广义... 针对难以适应压水堆核电机组复杂的工作环境、给水流量控制不稳定、难以实现精确调节的问题,提出一种基于非线性状态广义预测的压水堆核电机组给水流量控制方法。利用差压式流量计采集给水流量历史数据,以此为依据,利用非线性状态广义预测模型,预测未来时刻给水流量,根据预测结果与当下时刻采集结果之间的误差为输入,计算误差补偿量,通过控制器控制律,实现压水堆核电机组给水流量控制。结果表明:该方法能够在不确定的环境中高效地实现控制给水流量,控制偏差相对更小,控制性能更好。 展开更多
关键词 非线性状态广义预测 压水堆核电机组 给水流量控制方法
在线阅读 下载PDF
压水堆核电机组动态模型参数评价 被引量:3
7
作者 刘涤尘 王力 +4 位作者 赵洁 张胜峰 吴国旸 王骏 邵尤国 《电力自动化设备》 EI CSCD 北大核心 2018年第10期39-45,共7页
压水堆核电机组动态模型中参数的稳定性和正确性对保证系统的暂态稳定具有重要意义,因此需要设计合适的模型参数评价方法。针对压水堆核电机组动态模型,按照内部物理边界将其分解为多个子模块模型;根据各子模块的微分方程数学模型推导,... 压水堆核电机组动态模型中参数的稳定性和正确性对保证系统的暂态稳定具有重要意义,因此需要设计合适的模型参数评价方法。针对压水堆核电机组动态模型,按照内部物理边界将其分解为多个子模块模型;根据各子模块的微分方程数学模型推导,基于变量偏差的传递函数定性评价参数的改变对各子模块输出变量稳态值的影响;基于参数灵敏度的终值是否为零值和灵敏度指标大小的判定,合理选择参数的获取方案以提高参数获取效率及准确性。采用基于群体最优值摄动的粒子群优化算法获取模型参数,算例结果验证了所提参数评价方法的有效性。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 动态模型 灵敏度 粒子群优化算法 参数评价
在线阅读 下载PDF
大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则 被引量:22
8
作者 吴国旸 宋新立 +3 位作者 鞠平 林俊杰 吕军 苏毅 《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2014年第3期178-183,188,共7页
针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压... 针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。 展开更多
关键词 压水堆 核电机组 涉网保护 源网协调 安全自动装置 全过程动态仿真
在线阅读 下载PDF
高温气冷堆核电机组一次调频控制策略研究 被引量:4
9
作者 蔡宝玲 马晓珑 +2 位作者 孟强 王鹏飞 董哲 《热力发电》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期71-77,共7页
华能高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)是首台商业运行的高温气冷堆核电机组,研究其一次调频能力具有重要意义。在分析HTR-PM机组控制特性的基础上,提出高温气冷堆核电机组一次调频控制策略,并开发了HTR-PM机组全范围实时动态仿真模型。... 华能高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)是首台商业运行的高温气冷堆核电机组,研究其一次调频能力具有重要意义。在分析HTR-PM机组控制特性的基础上,提出高温气冷堆核电机组一次调频控制策略,并开发了HTR-PM机组全范围实时动态仿真模型。针对电网频率快速变化时,HTR-PM机组一次调频过程的动态响应特性进行仿真试验。试验结果表明,理论上,在一次调频参数、控制逻辑等设置合理的情况下,在一次调频允许投入的负荷区间内,当频率扰动时可以实现输出功率变化,同时保证蒸发器出口蒸汽压力在允许偏差范围内。 展开更多
关键词 高温气冷堆 核电机组 一次调频 仿真模型 动态响应特性
在线阅读 下载PDF
WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造 被引量:1
10
作者 李伟 袁屹昆 +1 位作者 徐霞军 苑伟宇 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1404-1407,共4页
在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍... 在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果。 展开更多
关键词 核电机组 反应堆停堆保护系统 设计优化 改造
在线阅读 下载PDF
后福岛时期我国核电的发展 被引量:44
11
作者 叶奇蓁 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第11期1-8,共8页
"福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,... "福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,并通过审查测试得出了目前的核电站是安全的结论。其次,论述了福岛事故后我国对核电站的安全检查以及核电设计中采取的相关安全措施,表明我国核电站的安全性是有保障的。然后,阐述了引进的三代核电AP1000及EPR技术的特点;自主开发的三代核电技术在技术性能和安全水准上与国际先进水平相当。最后,分析了内陆地区核电建设的必要性和可行性,建议积极推进内陆核电站建设。 展开更多
关键词 福岛核事故 中国核电 AP1000机组 欧洲压水堆(EPR)机组 三代核电技术 内陆核电站
原文传递
基于多模型动态矩阵预测的冷却剂平均温度控制 被引量:5
12
作者 钱虹 金蔚霄 《热力发电》 CAS 北大核心 2015年第11期98-103,108,共7页
由于核反应堆堆芯R棒棒位与冷却剂平均温度动态关系的非线特性,现有核电机组固定负荷控制系统的堆芯核功率难以快速跟踪机组负荷变化,对此,建立了表征R棒棒位与冷却剂平均温度动态特性关系的非参数模型组,基于动态矩阵预测控制算法设计... 由于核反应堆堆芯R棒棒位与冷却剂平均温度动态关系的非线特性,现有核电机组固定负荷控制系统的堆芯核功率难以快速跟踪机组负荷变化,对此,建立了表征R棒棒位与冷却剂平均温度动态特性关系的非参数模型组,基于动态矩阵预测控制算法设计了多模型控制器,并采用MATLAB/SIMULINK软件构建了冷却剂平均温度多模型动态矩阵预测控制系统,与核电站仿真模型连接构成仿真平台。利用该平台,在高功率运行状态下基于核电机组仿真模型数据,将多模型动态矩阵预测控制器与传统PI控制器进行了仿真对比。2 000s内冷却剂平均温度跟踪性能评价指标和仿真结果表明,在机组负荷升、降过程中多模型动态矩阵预测控制器作用下的冷却剂平均温度跟踪能力显著优于传统PI控制器。 展开更多
关键词 核电机组 核反应堆 堆芯 R棒棒位 冷却剂 平均温度 多模型 动态矩阵预测控制
在线阅读 下载PDF
核电机组对于电网频率电压波动响应特性的仿真分析 被引量:1
13
作者 谭金 黄岳峰 徐政 《广东电力》 2013年第8期46-50,共5页
核电机组在总发电量中的占比正在逐年上升,建立适用于电力系统中长期稳定性分析的核电机组数学模型,用以分析核电机组的涉网响应特性显得很有必要。利用MATLAB-Simulink建立压水堆核电机组数学模型,并在此基础上仿真分析核电机组的固有... 核电机组在总发电量中的占比正在逐年上升,建立适用于电力系统中长期稳定性分析的核电机组数学模型,用以分析核电机组的涉网响应特性显得很有必要。利用MATLAB-Simulink建立压水堆核电机组数学模型,并在此基础上仿真分析核电机组的固有特性,研究核电机组对于电力系统扰动的响应特性。仿真结果表明,核电机组能满足一定的负荷跟踪需要,电网频率和电压的波动对核电机组的影响很小。 展开更多
关键词 核电机组 数学模型 压水堆 电网频率 电网电压 仿真分析
在线阅读 下载PDF
压水堆核电机组热力系统损分布的矩阵算法
14
作者 李永华 蒲亮 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第12期989-994,共6页
基于分析法和矩阵算法,建立了压水堆核电机组热力系统的通用损分布矩阵方程,并以某900MW压水堆核电机组为例进行了计算分析,得到了额定工况下热力系统及设备的损分布规律.结果表明:反应堆的损失最大,占核能总的50.85%,其次为汽轮发电机... 基于分析法和矩阵算法,建立了压水堆核电机组热力系统的通用损分布矩阵方程,并以某900MW压水堆核电机组为例进行了计算分析,得到了额定工况下热力系统及设备的损分布规律.结果表明:反应堆的损失最大,占核能总的50.85%,其次为汽轮发电机、蒸汽发生器和凝汽器,分别占核能总的6.17%、3.2%和2.55%;矩阵方程较常规分析法具有构造简单、矩阵元素填写法则简便、物理意义明确和规律性强等优点;利用该方程便于开发出相应的计算程序,进而为核电机组节能潜力挖掘和故障诊断提供依据. 展开更多
关键词 压水堆 核电机组 热力系统 火(用)损 矩阵方程
在线阅读 下载PDF
压水堆核电机组饱和蒸汽管道疏水量计算模型 被引量:6
15
作者 赵福强 顾宇 +2 位作者 易朝晖 高文英 于涛 《热力透平》 2011年第3期203-206,211,共5页
蒸汽输送管道疏水系统对核电机组运行的经济性和安全性起着至关重要的作用,本文针对大型压水堆核电机组饱和蒸汽管道,建立饱和蒸汽输送管道疏水量计算的数学模型,以国内某引进型大型压水堆核电机组为例,计算出主要蒸汽管道的启动疏水量... 蒸汽输送管道疏水系统对核电机组运行的经济性和安全性起着至关重要的作用,本文针对大型压水堆核电机组饱和蒸汽管道,建立饱和蒸汽输送管道疏水量计算的数学模型,以国内某引进型大型压水堆核电机组为例,计算出主要蒸汽管道的启动疏水量和经常疏水量,结果表明核电机组蒸汽输送管道经常疏水量不可忽略,须同时针对启动疏水和经常疏水拟定疏水系统。 展开更多
关键词 核电机组 疏水量 系统拟定 饱和蒸汽 压水堆
在线阅读 下载PDF
大型核电机组接入电网的稳定性研究 被引量:3
16
作者 钟磊 欧阳利平 +1 位作者 蔡红霞 郭俊辉 《浙江电力》 2013年第11期15-18,共4页
核电机组具有单机容量大、核安全要求高,且对电网扰动敏感等特征。以大型压水堆核电机组为研究对象。建立了压水堆模型,利用时域仿真法及暂态能量函数法研究了核电接入电网的暂态稳定性,以三门核电机组接入浙江电网的枯水季节最大运行... 核电机组具有单机容量大、核安全要求高,且对电网扰动敏感等特征。以大型压水堆核电机组为研究对象。建立了压水堆模型,利用时域仿真法及暂态能量函数法研究了核电接入电网的暂态稳定性,以三门核电机组接入浙江电网的枯水季节最大运行方式作了算例分析。仿真计算了电网短路故障和N-2故障类型扰动下的系统及核电机组的暂态稳定性。结果表明,三门核电机组能承受电网的一般故障且接入对电网暂态稳定的影响很小,电网具有较强的稳定性。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 电网 仿真计算 暂态稳定
在线阅读 下载PDF
核电站数字化反应堆保护系统中央处理器负荷率分析与测试 被引量:3
17
作者 汪绩宁 《自动化博览》 2013年第11期56-58,共3页
核电站对数字化反应堆保护系统的中央处理器的负荷率有严格要求。本文首先对核电站数字化反应堆保护系统中央处理器的负荷率进行了理论分析,得出了负荷率计算公式;然后设计了相应的负荷率测试方法与测试装置,完成了实际的测试工作;对测... 核电站对数字化反应堆保护系统的中央处理器的负荷率有严格要求。本文首先对核电站数字化反应堆保护系统中央处理器的负荷率进行了理论分析,得出了负荷率计算公式;然后设计了相应的负荷率测试方法与测试装置,完成了实际的测试工作;对测试所得实验数据进行处理,得出测试结果,结果表明数字化反应堆保护系统的中央处理器负荷率符合技术要求,且主控CPU的负荷率比备用CPU负荷率要高。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆保护系统 中央处理器负荷率 测试装置
在线阅读 下载PDF
国内压水堆核电机组CNFM系统发展历程概述 被引量:2
18
作者 樊则贵 黄伟强 王旭 《科技创新导报》 2020年第19期59-62,65,共5页
堆芯中子通量测量系统是压水堆核电站核测系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况,同时校准堆外核仪表系统和LOCA监侧系统。因此堆芯中子通量测量系统是核电厂重要仪表系统,它的运行可靠性... 堆芯中子通量测量系统是压水堆核电站核测系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况,同时校准堆外核仪表系统和LOCA监侧系统。因此堆芯中子通量测量系统是核电厂重要仪表系统,它的运行可靠性直接影响核电厂的安全稳定运行。本文沿着中国大陆核电的建设历程讲述国内压水堆核电机组堆芯中子通量测量系统的发展情况,并以此为基础对其未来的发展趋势做出初步预测,可为核电厂堆芯中子通量测量系统变更改造、创新设计提供重要参考。 展开更多
关键词 堆芯中子通量测量 压水堆 发展历程 核电机组
在线阅读 下载PDF
不同超速保护控制方式对压水堆核电机组保护作用的仿真分析 被引量:2
19
作者 文立斌 李俊 +2 位作者 孙艳 张翌晖 刘光时 《广东电力》 2019年第3期45-51,共7页
压水堆核电机组具有易超速的特点,来自电网的大扰动会引发机组转速飞升甚至导致堆芯燃料、控制棒组损坏,因此研究核电机组在超速保护控制(overspeed protection control,OPC)作用下的超速特性对保护核电机组有重要意义。通过改变OPC触... 压水堆核电机组具有易超速的特点,来自电网的大扰动会引发机组转速飞升甚至导致堆芯燃料、控制棒组损坏,因此研究核电机组在超速保护控制(overspeed protection control,OPC)作用下的超速特性对保护核电机组有重要意义。通过改变OPC触发信号的来源,或是选择关闭不同的调节阀,可以得到不同的OPC作用方式。由此利用PSASP中的用户自定义模型功能搭建了带有OPC的压水堆核电机组的模型,将核电机组模拟接入广西电网中,仿真分析核电机组在电网发生严重故障时其内部变量的动态特性,并对比不同的OPC方式对于核电机组的保护作用。仿真结果表明:装设OPC有利于核电机组的稳定运行,其中高、中压调节阀同时关闭和功率/转速偏差信号相互配合的OPC能够更好地抑制超速峰值,使机组内部各变量的偏移量减小并更快到达稳定值。 展开更多
关键词 超速保护控制 压水堆核电机组 高、中压调节阀 功率偏差 转速偏差
在线阅读 下载PDF
秦山 300MW 核电机组主冷却剂系统汽相破口模拟实验
20
作者 余修敏 王日清 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期198-202,229,共6页
介绍了在秦山300MW核电机组全范围模拟机组上进行的主冷却剂系统汽相破口模拟实验及其结果。通过实验结果与设计分析计算结果的比较,找出异同,为此类事故处理提供指导。同时,进一步探索了秦山核电厂发生此类事故时的电厂响应;... 介绍了在秦山300MW核电机组全范围模拟机组上进行的主冷却剂系统汽相破口模拟实验及其结果。通过实验结果与设计分析计算结果的比较,找出异同,为此类事故处理提供指导。同时,进一步探索了秦山核电厂发生此类事故时的电厂响应;处理此类事故的较好方法以及事故处理过程中的关键点。 展开更多
关键词 反应堆 冷却剂系统 汽相破口 模拟实验 核电站
在线阅读 下载PDF
上一页 1 2 下一页 到第
使用帮助 返回顶部