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A Novel Computerized Water Level Control System of PWR Steam Generator of Nuclear Power Plant 被引量:1
1
作者 M.Tahir Khaleeq Lang Wenpen He Guosen (School of Automation) 《Advances in Manufacturing》 SCIE CAS 1998年第3期56-66,共11页
This paper presents a novel method to solve old problem of water level control system of pressurized water reactor (PWR) steam generator (SG) of nuclear power plant (NPP) .The level control system of SG plays an impo... This paper presents a novel method to solve old problem of water level control system of pressurized water reactor (PWR) steam generator (SG) of nuclear power plant (NPP) .The level control system of SG plays an important role which effects the reliablity,safty,cost of SG and its mathematical models have been solved.A model of the conventional controller is presented and the existing problems are discussed. A novel rule based realtime control technique is designed with a computerized water level control (CWLC) system for SG of PWR NPP.The performance of this is evaluated for full power reactor operating conditions by applying different transient conditions of SG′s data of Qinshan Nuclear Power Plant (QNPP). 展开更多
关键词 Steam Generator (SG) Pressurized Water Reactor (pwr) Nuclaer Power Plant (npp) Rule based Real time Control (RRC)
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压水堆核电厂仪表控制与计算机化的发展概况 被引量:12
2
作者 郑明光 徐济鋆 +1 位作者 张劲舜 沈增耀 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2000年第12期899-904,共6页
阐述了当今世界压水堆核电站(PWR)仪表与控制及自动化设备的发展概况;描述了模拟仪表与控制所存在的缺陷和问题;重点论述了当代先进核电站数字化仪表控制、保护系统与先进主控制室的性能和对计算机化仪表控制提出的要求。
关键词 压水堆核电站(pwr) 仪表控制 数字(计算机)化 共因/共模故障
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基于PSASP的压水堆核电站堆芯建模及仿真研究 被引量:5
3
作者 施希 刘涤尘 +4 位作者 吴萍 赵洁 熊莉 张园园 赵遵廉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期126-130,共5页
利用PSASP软件的用户自定义模块功能搭建堆芯模型,分别对堆芯模型在反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动下的动态响应过程进行模拟仿真。仿真结果表明,堆芯由于温度效应和中毒效应而具有一定的自稳定性,与实际数据及理论分析吻合,证明该... 利用PSASP软件的用户自定义模块功能搭建堆芯模型,分别对堆芯模型在反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动下的动态响应过程进行模拟仿真。仿真结果表明,堆芯由于温度效应和中毒效应而具有一定的自稳定性,与实际数据及理论分析吻合,证明该模型真实有效。 展开更多
关键词 压水堆 堆芯建模 动态仿真 PSASP软件
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压水堆核电厂严重事故对策 被引量:10
4
作者 张松 庄文翠 臧希年 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期101-104,116,共5页
描述了严重事故的过程和现象,分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团(WOG)严重事故管理技术基础和构成:严重事故管理导则(SAMG)的主控室导则、技术支持中心(TSC)使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻... 描述了严重事故的过程和现象,分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团(WOG)严重事故管理技术基础和构成:严重事故管理导则(SAMG)的主控室导则、技术支持中心(TSC)使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑,并对我国开展严重事故对策研究提出建议。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 严重事故 严重事故管理导则
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电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型 被引量:4
5
作者 吴国旸 鞠平 +5 位作者 宋新立 谢成龙 罗芳绘 刘燕嘉 苏志达 苏毅 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2017年第6期1657-1665,共9页
以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站A... 以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 核电站 AP1000 建模 动态仿真
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秦山核电厂燃料管理程序及循环-1计算 被引量:2
6
作者 沈炜 谢少林 +1 位作者 尹邦华 谢仲生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第2期107-110,共4页
本文修改PSUI-LEOPARD/NGMARC燃料管理程序,使其适用于秦山核电厂,形成新的版本——LEOPQS/NGMACQS,并用它计算了循环-1。计算结果与秦山核电厂的测量值符合很好。
关键词 核电站 核燃料管理 程序 秦山
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压水堆核电站一回路系统的辐射源项及其测量 被引量:10
7
作者 曹勤剑 郑建国 +4 位作者 刘立业 熊万春 肖运实 赵原 卫晓峰 《辐射防护通讯》 2015年第4期38-41,共4页
控制集体剂量是核电厂辐射防护管理工作的目标,辐射源项是核电厂集体剂量的主要来源。本文介绍压水堆核电厂沉积的辐射源项的种类及产生机理,国内外核电厂沉积辐射源项测量现状,讨论核电站检修期间沉积辐射源项测量工作对剂量降低及辐... 控制集体剂量是核电厂辐射防护管理工作的目标,辐射源项是核电厂集体剂量的主要来源。本文介绍压水堆核电厂沉积的辐射源项的种类及产生机理,国内外核电厂沉积辐射源项测量现状,讨论核电站检修期间沉积辐射源项测量工作对剂量降低及辐射防护最优化的意义。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 辐射源项 活化腐蚀产物
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堆芯晚期注水对一回路压力的影响分析 被引量:1
8
作者 陶俊 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第3期1-5,共5页
分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注... 分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注水不会造成一回路压力大幅增大,但波动管失效的时间和尺寸存在较大的不确定性。在开启2列或3列卸压阀的情况下不会发生一回路被动卸压,堆芯晚期注水会增大压力容器失效时一回路的压力,增大熔融物高压喷射的风险;开启3列卸压阀可以将一回路的压力降到较低水平。投入2列安全注入的情况下,压力容器失效时一回路压力比投入1列安全注入的情况略高,但压力容器的失效时间被明显推迟。为了保证充足的衰变热移出能力、减小一回路卸压的不确定性、减小熔融物高压喷射的风险及延缓压力容器失效,较佳的做法是同时开启3列卸压阀并投入2列安全注入。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 堆芯晚期注水 熔融物高压喷射 安全壳直接加热
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压水堆核电厂的核清洁工作介绍 被引量:2
9
作者 邬强 《辐射防护通讯》 2003年第6期27-29,共3页
核清洁是保障核电厂安全、高效运行的基础。本文阐述了核清洁工作的技术要求、管理方法和实施步骤 。
关键词 压水堆 核电厂 核清洁 安全管理 放射性污染
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三代非能动压水堆核电常规岛仪控设计标准体系探讨
10
作者 张强 肖伯乐 +1 位作者 郭荣 章伟杰 《仪器仪表用户》 2013年第4期10-12,共3页
通过对三代非能动压水堆核电站依托工程常规岛仪控系统的调研和我国核电法规监管体系、美国先进轻水堆用户要求文件及其与常规岛相适应的一般工业标准的研究,本文探讨了适应我国国情的三代非能动压水堆核电常规岛仪控设计标准体系,为三... 通过对三代非能动压水堆核电站依托工程常规岛仪控系统的调研和我国核电法规监管体系、美国先进轻水堆用户要求文件及其与常规岛相适应的一般工业标准的研究,本文探讨了适应我国国情的三代非能动压水堆核电常规岛仪控设计标准体系,为三代非能动压水堆常规岛的仪控系统自主化设计提供参考。 展开更多
关键词 常规岛 仪控 标准体系
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百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护改进 被引量:2
11
作者 欧阳勇 蒋晓华 卢向晖 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期113-116,共4页
针对百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护提出改进方案,即在低温水密实状态下调低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值,由稳压器安全阀和余热排出系统(RRA)安全阀一起对反应堆冷却剂系统(RCP)提供双重的低温超压保护。RRA正常运行... 针对百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护提出改进方案,即在低温水密实状态下调低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值,由稳压器安全阀和余热排出系统(RRA)安全阀一起对反应堆冷却剂系统(RCP)提供双重的低温超压保护。RRA正常运行时由RRA安全阀提供超压保护,如果RRA安全阀因隔离而不可用,则由稳压器安全阀提供后备的超压保护。分析结果表明,稳压器安全阀可以在低温水密实状态下对RCP提供有效的超压保护,从而确保RCP压力边界的完整性。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 低温水密实 超压 改进 稳压器安全阀 完整性
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船用核蒸汽发生装置稳态运行特性研究 被引量:3
12
作者 彭敏俊 杜泽 黄渭堂 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 1998年第5期23-28,共6页
对于船用压水堆核动力装置,在保持一回路冷却剂平均温度恒定的基础上,使蒸汽发生器一次侧冷却剂流量随传热负荷变化,有可能实现蒸汽发生器运行压力恒定.本文探讨了冷却剂流量变化对蒸汽发生器传热特性的影响,讨论了实现双恒定运行... 对于船用压水堆核动力装置,在保持一回路冷却剂平均温度恒定的基础上,使蒸汽发生器一次侧冷却剂流量随传热负荷变化,有可能实现蒸汽发生器运行压力恒定.本文探讨了冷却剂流量变化对蒸汽发生器传热特性的影响,讨论了实现双恒定运行方式所存在的几个问题. 展开更多
关键词 船用核动力装置 稳态运行方式 研究
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第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较 被引量:2
13
作者 陈五星 张多飞 +3 位作者 吴荣俊 贾靖轩 邹涛 李文博 《辐射防护通讯》 2018年第3期12-16,共5页
以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例,比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点,对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。
关键词 第三代压水堆 核电厂房 辐射监测系统
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压水堆核电厂辐射监测技术及其发展 被引量:6
14
作者 刘正山 黄鸿 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第8期950-954,共5页
主要以福建福清核电厂一期工程为背景,对目前我国压水堆核电站的辐射监测系统功能和组成进行了介绍,并从气载放射性物质取样管道沉积损失和标准校准方法、一回路压力边界泄漏辐射监测技术、网络拓扑结构、高湿度惰性气体监测技术以及区... 主要以福建福清核电厂一期工程为背景,对目前我国压水堆核电站的辐射监测系统功能和组成进行了介绍,并从气载放射性物质取样管道沉积损失和标准校准方法、一回路压力边界泄漏辐射监测技术、网络拓扑结构、高湿度惰性气体监测技术以及区域γ监测技术等几个侧面对压水堆辐射监测技术发展趋势和目前存在的改进完善问题进行了阐述。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 辐射监测 发展
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压水堆核电厂模拟含硼废液反渗透浓缩试验研究 被引量:3
15
作者 叶欣楠 姜百华 +2 位作者 范雯雯 张志银 严沧生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1280-1284,共5页
采用中试规模反渗透试验装置,在浓水全回流的运行模式下,研究了反渗透系统在压水堆核电厂放射性废液处理中的应用。重点考察了该系统对模拟废液中硼的截留效果,并进一步研究了反渗透水处理工艺对模拟放射性核素的截留效果。结果表明,海... 采用中试规模反渗透试验装置,在浓水全回流的运行模式下,研究了反渗透系统在压水堆核电厂放射性废液处理中的应用。重点考察了该系统对模拟废液中硼的截留效果,并进一步研究了反渗透水处理工艺对模拟放射性核素的截留效果。结果表明,海水型聚酰胺复合膜对原水中硼的截留率可达83.3%以上,并将原水中硼浓度浓缩至10 000mg/L以上。试验结果同时表明,上述试验装置对于核素如钴和铯的截留率可达97.9%以上。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 反渗透 放射性废液 浓缩
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压水堆核电站热力分析研究
16
作者 彭敏俊 杜泽 孙中宁 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1996年第1期18-25,共8页
应用的概念对压水堆核电站热力系统进行热力分析,指出系统中能量损失的部位、数量及造成损失的主要原因,提出并分析了提高压水堆核电站经济性的可能途径。
关键词 压水堆核电站 yong热力分析 能量损失 经济性分析
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压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索 被引量:1
17
作者 郭丁情 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第1期38-43,共6页
内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法... 内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践,归纳提炼出具有工程参考意义的内部水淹危害性分析方法(源方法和设备分析方法),并以国内百万千瓦级压水堆核电厂特定房间为研究对象,采用源方法进行水淹危害性分析。分析结果表明该房间内的水淹对电厂安全不构成威胁,验证了内部水淹危害性分析方法的合理性和有效性。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 内部水淹 危害性分析
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大型先进压水堆核电站关键设计软件自主化与COSINE软件包研发 被引量:25
18
作者 葛炜 杨燕华 +5 位作者 刘飒 刘毅 姜苏青 余慧 傅孝良 陈义学 《中国能源》 2016年第7期39-44,共6页
本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和... 本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和开发方法,并对COSINE软件包在开发过程中不同阶段的技术成熟度和应遵循的研发4个阶段进行了解释。COSINE已具备压水堆核电站堆芯物理—热工水力及系统安全分析的核心功能,取得的研发成果将在具备自主知识产权的CAP1400机组或其他压水堆机组上推广应用。 展开更多
关键词 大型先进压水堆核电站重大专项 核电设计分析软件 自主化 COSINE
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船用核动力装置双恒定运行方案控制策略研究 被引量:5
19
作者 彭敏俊 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期717-721,831,共6页
船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂.文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RE-TRAN-02程序分别对主机快速升... 船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂.文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RE-TRAN-02程序分别对主机快速升负荷、主机甩负荷和主机全速正倒车等工况下核蒸汽供应系统的热工水力瞬态过程进行分析.计算结果表明,装置负荷在20%~100%额定满功率范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定,并满足反应堆热工安全性的要求. 展开更多
关键词 船用核动力装置 运行方案 控制策略
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田湾核电站^(14)C和~3H年产生量估算 被引量:8
20
作者 刘正晖 《辐射防护通讯》 2004年第3期23-26,共4页
介绍了压水堆核电站堆芯燃料和冷却剂中 1 4C和 3H产生量的计算方法 ,计算了田湾核电站每年在堆芯燃料和冷却剂中产生的 1 4C和 3H的总活度 ,将该计算结果与俄罗斯在田湾核电站最终安全分析报告中给出的数据进行了比较分析 ,并从减少这... 介绍了压水堆核电站堆芯燃料和冷却剂中 1 4C和 3H产生量的计算方法 ,计算了田湾核电站每年在堆芯燃料和冷却剂中产生的 1 4C和 3H的总活度 ,将该计算结果与俄罗斯在田湾核电站最终安全分析报告中给出的数据进行了比较分析 ,并从减少这两种核素产生量的角度提出了一些设计建议。 展开更多
关键词 核电站 压水堆 放射性核 素活度 14^C 3^H 产生量 燃料 冷却剂
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