大型加压重水反应堆隐蔽攻击方法研究 被引量：6

1

作者 张妍 樊登宁 +2 位作者 黄宇 王东风 许培昊 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期132-139,共8页

为了对大型加压重水反应堆(PHWR)安全防御系统研发提供帮助,研究了PHWR网络控制系统中潜在的攻击方式,并提出了一种基于樽海鞘群优化高斯过程回归算法的隐蔽攻击方法。该方法在对PHWR网络控制系统实施虚假数据注入时,通过樽海鞘群优化... 为了对大型加压重水反应堆(PHWR)安全防御系统研发提供帮助,研究了PHWR网络控制系统中潜在的攻击方式,并提出了一种基于樽海鞘群优化高斯过程回归算法的隐蔽攻击方法。该方法在对PHWR网络控制系统实施虚假数据注入时,通过樽海鞘群优化高斯过程回归算法进行系统辨识,获得PHWR受攻击区域高精度的估计模型,并利用该估计模型实现隐蔽攻击。仿真结果表明,该攻击方法对PHWR造成一定破坏性的同时具有高度的隐蔽性能。 展开更多

关键词 加压重水反应堆(phwr) 隐蔽攻击 高斯过程回归算法 系统辨识 虚假数据注入

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ACR-700核电厂小破口失水事故分析 被引量：2

2

作者 郑利民 申森 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第z1期5-8,72,共5页

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析。主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管... 针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析。主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果。 展开更多

关键词 ACR-700 重水堆 核电厂 小破口失水事故

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弧面蜗杆减速器的可靠性多目标优化设计 被引量：1

3

作者 张鄂 马作孝 贾焕如 《机械设计与制造》 2001年第4期1-3,共3页

将可靠性优化设计方法应用于弧面蜗杆减速器设计，建立了弧面蜗杆减速器可靠性多目标优化设计的数学模型；求解该模型，可得到满足规定的可靠度要求下的减速器整体最优的结构设计方案，使弧面蜗杆减速器在满足承载能力及强度要求条件下... 将可靠性优化设计方法应用于弧面蜗杆减速器设计，建立了弧面蜗杆减速器可靠性多目标优化设计的数学模型；求解该模型，可得到满足规定的可靠度要求下的减速器整体最优的结构设计方案，使弧面蜗杆减速器在满足承载能力及强度要求条件下，效率最高、体积最小、润滑条件最佳。文中给出了设计实例。 展开更多

关键词 弧面蜗杆减速器 多目标 可靠性 优化设计 最优解

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重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术 被引量：5

4

作者 郑利民 申森 《核安全》 2005年第1期39-44,共6页

乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术,乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。

关键词 重水堆核电厂 乏燃料 干式 中间 现状 贮存技术

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秦山重水堆核电厂的主要设计改进 被引量：1

5

作者 钱剑秋 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第2期97-102,109,共7页

为了改善电厂性能 ,在CANDU 6设计的基础上作了 90余项设计变更和改进 ,使其在设计上已成为目前世界上在建造、运行的CANDU 6机组中最好的重水堆核电厂。

关键词 秦山重水堆核电厂 设计 改进 性能

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重水堆技术优势及发展设想 被引量：6

6

作者 张振华 陈明军 《中国核电》 2010年第2期124-129,共6页

与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实... 与作为技术主流的压水堆相比,重水堆因其独特的堆芯设计和运行特点,具有燃料灵活多样、铀资源利用率高、可利用钍资源和回收铀、可大量生产60Co等多种同位素的技术优势。秦山三核正在根据重水堆的比较优势开发重水堆相关技术,目前已经实现60Co生产棒束入堆,并正在联合国内外科研院所研发重水堆回收铀应用和重水堆利用钍资源技术。一旦实现重水堆利用回收铀或重水堆利用钍技术,重水堆运行将不再大量消耗天然铀资源,对后续在其他堆型推广应用,多渠道解决核燃料供应并促进核电产业的科学发展均意义重大。 展开更多

关键词 重水堆 60Co生产 压水堆回收铀利用 钍资源核能应用

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秦山三期(重水堆)核电站的技术改进 被引量：3

7

作者 张振华 《中国核电》 2009年第4期292-296,共5页

秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于... 秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。 展开更多

关键词 秦山三期重水堆 核电站 技术改进

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秦山三期(重水堆)核电工程调试管理模式

8

作者 张振华 林传青 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第3期231-241,共11页

简要介绍了秦山三期重水堆核电站调试质保体系和组织结构 。

关键词 重水堆核电站 调试管理 质量 机组 AFS CCA

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秦山三期重水堆核电站技术创新实践

9

作者 张振华 《中国核电》 2012年第2期102-105,共4页

文章介绍了秦山第三核电有限公司消化吸收引进技术,坚持改进创新,提升重水堆核电机组综合性能;坚持自主科技攻关,实施汽轮机功率提升改造及深入开拓重水堆技术优势,大力推进重水堆钴-60生产、回收铀和钍资源利用技术开发。通过不断地科... 文章介绍了秦山第三核电有限公司消化吸收引进技术,坚持改进创新,提升重水堆核电机组综合性能;坚持自主科技攻关,实施汽轮机功率提升改造及深入开拓重水堆技术优势,大力推进重水堆钴-60生产、回收铀和钍资源利用技术开发。通过不断地科技创新和实施技术改造,核电站的安全性和可靠性也不断提高,核电站整体运营水平处于国际先进水平,取得了良好的经济效益、环境效益和社会效益。 展开更多

关键词 重水堆 核电站 技术改进

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重水堆核电站大修工期优化的阶段实施方案探讨

10

作者 姜福明 《核电工程与技术》 2007年第2期38-41,共4页

核电站大修工期的长短是影响电站运行业绩的重要因素。随着电力市场竞争的不断加剧，各个核电站的业主千方百计缩短核电站的大修工期，同时保证下一运行周期内电站的安全、稳定运行。本文针对秦山三期重水堆大修工期优化提出阶段实施方... 核电站大修工期的长短是影响电站运行业绩的重要因素。随着电力市场竞争的不断加剧，各个核电站的业主千方百计缩短核电站的大修工期，同时保证下一运行周期内电站的安全、稳定运行。本文针对秦山三期重水堆大修工期优化提出阶段实施方案，旨在缩短大修工期。 展开更多

关键词 重水堆核电站 大修工期优化 核安全

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大型反应堆堆芯空间控制技术发展趋势 被引量：2

11

作者 方愿捷 费敏锐 +2 位作者 钱虹 王灵 杜大军 《自动化仪表》 CAS 2019年第8期1-7,共7页

堆芯作为大型反应堆的核心,容易受到氙诱导的空间振荡效应影响。在堆芯控制策略影响下,通常堆芯的平均功率能够保持恒定,但堆芯功率分布并不一致。特别在极端恶劣情形下,会引发核电站事故。堆芯功率空间控制技术通过对反应堆进行区域划... 堆芯作为大型反应堆的核心,容易受到氙诱导的空间振荡效应影响。在堆芯控制策略影响下,通常堆芯的平均功率能够保持恒定,但堆芯功率分布并不一致。特别在极端恶劣情形下,会引发核电站事故。堆芯功率空间控制技术通过对反应堆进行区域划分,建立堆芯节点模型实现状态空间表达;借助奇异摄动方法降阶模型,基于输出/状态反馈架构设计控制系统调节器,最终达到抑制反应堆的空间振荡、精确控制各子区域功率的目标。针对大型反应堆堆芯控制方法的不同区域划分堆芯节点模型和状态空间进行综述,并从反馈形式上对空间控制方法进行分类与分析。对比和总结了系统模型和控制技术,为该领域的进一步研究提供参考。 展开更多

关键词 核电 加压重水堆 先进重水堆 堆芯功率控制 空间振荡 堆芯节点模型 空间控制

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秦山三核重水堆核电站职业氚内照射监测报告 被引量：6

12

作者 王孔钊 王悦 +4 位作者 肖薇 李厚文 崔凤梅 陈炜博 刘玉龙 《中国辐射卫生》 2018年第4期294-298,共5页

目的研究重水堆核电站氚内照射的剂量监测和照射防护,为氚内照射个人剂量的监测与氚内照射的防护提供参考。方法对秦山第三核电厂运行十五年来的氚内照射剂量监测进行总结,介绍核电厂氚内照射监测方法,研究氚内照射个人剂量和集体剂量趋... 目的研究重水堆核电站氚内照射的剂量监测和照射防护,为氚内照射个人剂量的监测与氚内照射的防护提供参考。方法对秦山第三核电厂运行十五年来的氚内照射剂量监测进行总结,介绍核电厂氚内照射监测方法,研究氚内照射个人剂量和集体剂量趋势,对比分析运行、维修、燃料操作、辐射防护等典型受照工种的集体剂量的分布特点。结果自2003年以来,秦山第三核电厂严格按照国家相关法规标准开展氚内照射个人剂量监测,年均监测人数1 600人,年均监测人次11 000人次,工作人员年度氚内照射集体剂量均值149. 62人·mSv,占年均总集体剂量的19. 07%。结论秦山第三核电厂氚内照射个人剂量监测实现了"受照人员无遗漏、监测类型无缺项,监测计划最优化",满足国家相关法规标准的要求;工作人员职业氚内照射剂量值低于国家个人剂量限值和电厂管理目标值,其年度平均氚内照射集体剂量远低于国外重水堆核电站数值,氚内照射的防护与控制措施是有效的。 展开更多

关键词 核电站 重水堆 个人剂量监测 氚 内照射

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坎杜反应堆

13

作者 张永丽 《国外核新闻》 2003年第11期17-18,共2页

关键词 CANDU技术 加压重水冷却反应堆 phwr 加拿大

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秦山三期(重水堆)核电站消防行动预案体系的建立 被引量：1

14

作者 王森 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第3期284-288,共5页

秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案是贯彻消防纵深防御思想 ,将消防设施、管理制度和人员责任行动有机结合 ,为火灾时人员的灭火行动提供了可迅速参照执行的指南。介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案的组成。

关键词 重水堆核电站 消防行动预案体系 火灾 管理 安全法规

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秦山第三核电厂氚内照射辐射防护 被引量：7

15

作者 田正坤 王孔钊 徐侃 《辐射防护通讯》 2007年第4期34-38,共5页

重水堆核电站辐射防护的重点是氚内照射。秦山第三核电厂借鉴国外同类型电厂的经验，结合本厂运行和管理特点，初步建立了电厂的氚内照射辐射防护管理模式。本文从设计、运行过程、作业过程、工作人员防护等方面介绍秦山第三核电厂对氚... 重水堆核电站辐射防护的重点是氚内照射。秦山第三核电厂借鉴国外同类型电厂的经验，结合本厂运行和管理特点，初步建立了电厂的氚内照射辐射防护管理模式。本文从设计、运行过程、作业过程、工作人员防护等方面介绍秦山第三核电厂对氚的控制和防护措施，从场所监测、人员氚内照射剂量监测等方面介绍氚监测方法；给出了2003～2006年电站氚内照射剂量的监测结果，并与国外同类型电站进行了比较。 展开更多

关键词 重水堆核电站 辐射防护 内照射 氚 剂量

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重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

16

作者 苑景田 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期429-434,共6页

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型(Churchill-Chu和McAdams模型)进行比较计算... 使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型(Churchill-Chu和McAdams模型)进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。 展开更多

关键词 重水堆 停堆工况 单相自然循环

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重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

17

作者 苑景田 佟立丽 曹学武 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第2期180-186,共7页

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳... 对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。 展开更多

关键词 重水堆 停堆工况 单相自然循环 热阱

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重水堆燃料铍材国产化及入堆验证试验 被引量：1

18

作者 王文利 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期208-210,共3页

为了将制造重水堆燃料棒束使用的铍材国产化,在工艺鉴定合格的基础上,分析国产铍材燃料棒束堆内运行的要求,制定国产铍材燃料棒束专项生产计划,并将生产的国产铍材燃料棒束装入秦山第三核电厂的2号机组反应堆中进行验证试验。结果表明:... 为了将制造重水堆燃料棒束使用的铍材国产化,在工艺鉴定合格的基础上,分析国产铍材燃料棒束堆内运行的要求,制定国产铍材燃料棒束专项生产计划,并将生产的国产铍材燃料棒束装入秦山第三核电厂的2号机组反应堆中进行验证试验。结果表明:国产铍材燃料棒束的质量和性能满足秦山第三核电厂重水堆机组运行的要求。建议后续对铍涂覆过程进行精细化控制,使涂覆质量最佳。 展开更多

关键词 重水堆燃料 铍材国产化 入堆验证

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秦山第三核电厂个人剂量监测与评价

19

作者 陈靖娟 谷丽娜 陈亚民 《辐射防护通讯》 2007年第3期17-22,共6页

介绍了秦山第三核电厂个人剂量监测的实施。重点介绍氚内照射剂量监测计划、测量设备、尿样收集处理以及氚剂量计算方法等,给出了电站2003~2005年个人剂量的监测统计结果,并与国外同类型重水堆核电站的剂量监测结果作了比较。

关键词 个人剂量 监测 重水堆核电站 内照射 外照射

暂未订购

高浓度中子毒物钆的测量 被引量：2

20

作者 吴立新 卢丹 +2 位作者 王慧波 邹颖 刘祖洁 《科技视界》 2017年第2期247-247,165,共2页

重水堆核电站停堆控制主要使用钆作为机组中子毒物,在机组启动时,液体毒物注射停堆系统需要准备好并在退出保证停堆前处于完全可用状态,否则机组不允许启动。液体毒物注射停堆系统必须保证钆浓度达到化学控制范围,且液体毒物注射停堆系... 重水堆核电站停堆控制主要使用钆作为机组中子毒物,在机组启动时,液体毒物注射停堆系统需要准备好并在退出保证停堆前处于完全可用状态,否则机组不允许启动。液体毒物注射停堆系统必须保证钆浓度达到化学控制范围,且液体毒物注射停堆系统的钆浓度属于电厂运行技术规格书关键参数。所以停堆系统钆浓度的准确分析数据直接影响机组安全,试验中用分光光度计对各浓度范围钆的测量,力求达到在提高测量的精确度和准确度的前提下,使得分析过程简单、快速。试验表明,在钆的浓度5000mg/kg至20000mg/kg范围内,使用分光光度法分析钆,分析误差可以控制在2%以下。 展开更多

关键词 重水堆 钆 反应性

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