先进压水堆相关论文
【世界核新闻网站2015年12月3日报道】2015年12月2日,阿海珐集团北美分公司(Areva Inc)与纽斯凯尔电力公司(NuScale Power)宣布双......
中国核动力研究设计院和长江勘测规划设计研究院在自主研发成果基础上,共同完成了中国地下核电厂的概念设计研究,提出了具有自主知......
在先进压水堆核电站的设计中将蒸汽发生器和主泵直接连接,取消了蒸汽发生器和主泵之间过渡段,并在蒸汽发生器下封头出口腔室设置了......
根据目前核电的发展趋势,提出编制《中国先进压水堆核电厂要求文件》(CRD)的建议,绘出了相关背景信息,分析了编制CRD的必要性和可......
本文较详细地叙述了先进压水堆铁-水反射层组件研制及实验研究的主要内容和实验结果,并利用实验结果对计算程序进行了验证和分析。......
【摘要】AP1000模块化技术旨在提高核电厂建造的平行施工能力和工作效率，缩短建造周期，压缩建造成本，与核电市场化相契合。在三门、海......
本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算,得到事故过程中反应堆系统压力、水位、......
8月31日，由科技部、国家能源局共同组织的国家科技重大專项——大型先进压水堆和高温气冷堆新闻发布会在北京举行.在国家重大科技专......
核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万......
采用内压爆破实验研究了去应力、部分再结晶及再结晶退火状态的SZA-4、SZA-6两种国产新锆合金室温及385℃下的内压爆破性能,用SEM......
本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔......
介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展......
为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析，完成需求分析报告。需求分析报告......
2017年3月17日,在＂大型先进压水堆及高温气冷堆核电站＂国家科技重大专项支持下,CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利......
“C”形环是一种用于压力容器法兰密封的密封环，目前国内使用的为进口“C”开环。为了研制出性能良好的国产“C”形环，本课题对试制......
本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小......
只有拥有自主知识产权的大型先进核电技术，中国才能像美国、法国等欧美发达国家那样，在满足国内核电自主建设发展的同时，真正实施核电......
先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失......
根据先进压水堆研究关键课题——先进主控制室的设计研究，阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求，重点论述了......
介绍了先进堆非能动余热排出系统冷热芯位差阈值的概念和分析，结果表明：影响系统冷热芯位差阈值的主要参数是系统压力，系统阻力和SG液......
非能动安全系统是先进压水堆的重要特征之一,世界各核电发达国家对此进行了大量的理论及实验研究,我国的AC600即是应用非能动安全......
为了满足用户对下一代轻水堆的要求,世界各国开展了大量的研究与开发活动.针对先进压水堆的关键技术,我国十多年来进行了多项专题......
“九五”期间，我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性，经济性，建造和运行等方面的内容......
由中国广核集团有限公司下属北京广利核系统工程有限公司、深圳中广核工程设计有限公司、环境保护部核与辐射安全中心、北京和利时......
通过分析国内外现有核电建造技术研究成果,结合当前技术能力及在建先进压水堆核电项目的经验,分析了先进焊接技术、RFID技术、绿色......
针对威斯康辛大学AP600冷凝实验的实验本体进行结构分析,计算其承压能力和密封性能。因通过计算发现实验本体承压性能不足,提出改......
期刊
非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究项目。本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故......
中子和光子在屏蔽层中深穿透问题是屏蔽设计的难点。首先，本文结合先进压水堆堆芯的基本结构采用分步计算，运用MCNP4C软件进行临界建......
非能动余热排出热交换器是先进压水堆核电站中的关键核心安全设备,在事故工况下,其担负着反应堆停堆后安全可靠地排出堆芯余热,防......
学位
探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故......
先进小型压水堆是优化核电厂安全性、经济性和灵活性的结果,主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组。......
核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一，先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成......
介绍了概率安全分析计算机辅助软件包可靠性与风险分析程序系统（R＆RWorkstation）的基本功能以及R＆RWorkstation在AC600先进型压水堆核......
