期刊文献+
共找到88篇文章
< 1 2 5 >
每页显示 20 50 100
溶解氧对蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积规律的影响
1
作者 张贵泉 王威 +3 位作者 姚建涛 龙国军 吴志军 贾晶晶 《热力发电》 北大核心 2025年第10期126-132,共7页
高温气冷堆核电机组蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积严重会威胁机组安全运行,为此,在模拟高温气冷堆二回路水工况条件下,研究了水中溶解氧对节流孔沉积速率的影响,以及水中胶体铁ZETA电位随溶解氧的变化规律。实验结果表明:节流孔区域腐... 高温气冷堆核电机组蒸汽发生器节流孔腐蚀产物沉积严重会威胁机组安全运行,为此,在模拟高温气冷堆二回路水工况条件下,研究了水中溶解氧对节流孔沉积速率的影响,以及水中胶体铁ZETA电位随溶解氧的变化规律。实验结果表明:节流孔区域腐蚀产物的沉积速率对溶解氧非常敏感,其随水中溶解氧质量浓度的增加而降低;其次,过高的pH值不利于节流孔沉积现象的抑制,这主要归因于溶解氧和p H值对胶体铁ZETA电位的影响;壁电流电动效应在节流孔沉积中发挥重要作用,提高给水中溶解氧质量浓度是抑制高温气冷堆蒸汽发生器节流孔沉积和堵塞的有效方法。 展开更多
关键词 高温气冷堆 节流孔 沉积速率 溶解氧 电动效应
在线阅读 下载PDF
CPR1000蒸汽发生器热力性能分析方法研究 被引量:3
2
作者 赵清森 陈杰 +3 位作者 夏朋 彭伟頔 田付军 杨杰 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第8期731-736,共6页
针对核电站二回路腐蚀产物在蒸汽发生器传热管二次侧不断集聚和沉积,会对核电站安全经济运行带来较大影响的问题,基于蒸汽发生器传热计算模型,结合蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度建立了某CPR1000核电站蒸汽发生器的热力性能监测和评估模... 针对核电站二回路腐蚀产物在蒸汽发生器传热管二次侧不断集聚和沉积,会对核电站安全经济运行带来较大影响的问题,基于蒸汽发生器传热计算模型,结合蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度建立了某CPR1000核电站蒸汽发生器的热力性能监测和评估模型,并对该机组的实际运行数据进行分析,提出了相应的治理措施和建议。结果表明:该模型可以对蒸汽发生器后续的运行趋势进行预测,以保障核电站重大关键设备的安全性和经济性。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 热力性能 沉积物 污垢热阻 蒸汽压力
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨 被引量:35
3
作者 方岚 徐春艳 +1 位作者 刘新华 吴浩 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期8-14,20,共8页
材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站... 材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。 展开更多
关键词 压水堆 活化腐蚀产物 水化学优化 材料替代 源项
在线阅读 下载PDF
核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望 被引量:21
4
作者 王永强 李时磊 +2 位作者 杨滨 王艳丽 王西涛 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期101-105,115,共6页
从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研... 从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的方向。 展开更多
关键词 一回路主管道 铸造奥氏体不锈钢 热老化机理
在线阅读 下载PDF
核电站汽水管道流动加速腐蚀的影响因素分析及对策 被引量:31
5
作者 张桂英 顾宇 邵杰 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2012年第2期170-176,共7页
针对20世纪80年代以来国际上压水堆核电站二回路发生的因流动加速腐蚀引起的管道破裂事故造成的经济损失和社会影响,介绍了因流动加速腐蚀引起的事故及其造成的影响,进行了有关流动加速腐蚀特征、形成机理和影响因素方面的研究,并针对... 针对20世纪80年代以来国际上压水堆核电站二回路发生的因流动加速腐蚀引起的管道破裂事故造成的经济损失和社会影响,介绍了因流动加速腐蚀引起的事故及其造成的影响,进行了有关流动加速腐蚀特征、形成机理和影响因素方面的研究,并针对可以人为控制的因素提出了预防措施和对策,为压水堆核电站设计和运行人员提供因流动加速腐蚀对核安全造成的危害加以预防提供参考. 展开更多
关键词 压水堆核电站 常规岛 二回路 汽水管道 流动加速腐蚀
在线阅读 下载PDF
测量压水堆核电站一回路水泄漏的 ^(13)N 监测系统 被引量:10
6
作者 郭兰英 赵修良 +4 位作者 赵立宏 龚学余 曹雷 何宪 凌球 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 1998年第4期282-284,共3页
本文描述了监测压水堆核电站一回路水泄漏率的13N监测系统的工作原理,系统组成及工作性能。该系统具有探测灵敏度高、可靠性高及响应速度快等优点。
关键词 核电站 压水堆核电站 泄漏率 氮13 监测系统
在线阅读 下载PDF
遗传算法在压水堆核电机组给水回热分配中的应用 被引量:13
7
作者 张俊礼 葛斌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2005年第6期152-156,共5页
文中提出应用遗传算法解决压水堆核电机组给水回热分配的问题。针对该类机组二回路系统的特点,通过选择合适的优化参数,构造了适于优化的适应度模型,并在热平衡法的基础上采用遗传算法对该模型进行优化计算,通过跟踪各代参数的信息获得... 文中提出应用遗传算法解决压水堆核电机组给水回热分配的问题。针对该类机组二回路系统的特点,通过选择合适的优化参数,构造了适于优化的适应度模型,并在热平衡法的基础上采用遗传算法对该模型进行优化计算,通过跟踪各代参数的信息获得优化参数与最优值的关系。计算结果表明,遗传算法具有很好的收敛性和搜索性能,能迅速获得全局最优解,明显优于原设计值,而且便于给出各优化参数(甚至是中间变量)与最优值之间的关系,为压水堆核电机组给水回热分配提供了一种崭新而便捷的设计方法。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 遗传算法 分配 回热 给水 应用 优化参数 全局最优解 回路系统 优化计算 热平衡法 计算结果 搜索性能 中间变量 设计方法 最优值 适应度 代参数 收敛性 设计值 模型
在线阅读 下载PDF
核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究 被引量:8
8
作者 韩建成 李巨峰 +3 位作者 吴志军 石长仁 王毅 于光强 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第1期50-52,64,共4页
对核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管在不同敏化条件下进行晶间腐蚀试验,结果表明,未经敏化处理而直接进行晶间腐蚀试验的试样未见明显宏观裂纹,而经敏化处理的试样发生了不同程度的宏观裂纹,且敏化时间越长,裂纹倾向越严重。因此,... 对核电站蒸汽发生器用Incoloy800H传热管在不同敏化条件下进行晶间腐蚀试验,结果表明,未经敏化处理而直接进行晶间腐蚀试验的试样未见明显宏观裂纹,而经敏化处理的试样发生了不同程度的宏观裂纹,且敏化时间越长,裂纹倾向越严重。因此,为提高Incoloy800H传热管的抗晶间腐蚀能力,应降低C含量,提高Ti含量,同时严格控制介质的环境,以避免传热管晶间腐蚀裂纹的发生。 展开更多
关键词 核电站 蒸汽发生器 传热管 Incoloy800H 晶间腐蚀
在线阅读 下载PDF
压水堆核电机组二回路的矩阵分析法 被引量:15
9
作者 李运泽 严俊杰 +1 位作者 林万超 邓世敏 《热力发电》 CAS 北大核心 2000年第4期26-28,44,共4页
从分析压水堆核电机组二回路结构特点入手,推导出二回路汽轮机装置功率方程和热平衡方程的一般线性形式、附加成分的修正方法,并在此基础上给出了应用矩阵分析方法进行压水堆核电机组二回路热经济性计算的基本方法和一个实际算例。矩... 从分析压水堆核电机组二回路结构特点入手,推导出二回路汽轮机装置功率方程和热平衡方程的一般线性形式、附加成分的修正方法,并在此基础上给出了应用矩阵分析方法进行压水堆核电机组二回路热经济性计算的基本方法和一个实际算例。矩阵分析法用于核电机组二回路分析计算具有数理概念清晰、计算简单、便于编程的诸多优点,是理论分析和工程计算的有力工具。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 二回路 矩阵分析法
在线阅读 下载PDF
压水堆核电厂稳压器波动管热分层分析关键技术探讨 被引量:5
10
作者 陈明亚 孙兴悦 +4 位作者 刘晗 余伟炜 史芳杰 彭群家 赵万祥 《压力容器》 北大核心 2023年第9期55-61,共7页
压水堆核电厂稳压器波动管(以下简称“波动管”)存在冷热流体分层的现象,影响核电厂的安全运行。针对波动管热分层运行工况存在不确定性的问题,鲜有基于核电厂真实监测数据的分析研究;对于存在热分层的实际运行瞬态,尚缺乏有效的基于设... 压水堆核电厂稳压器波动管(以下简称“波动管”)存在冷热流体分层的现象,影响核电厂的安全运行。针对波动管热分层运行工况存在不确定性的问题,鲜有基于核电厂真实监测数据的分析研究;对于存在热分层的实际运行瞬态,尚缺乏有效的基于设计瞬态参数的包络方法;同时,对于疲劳损伤较为显著的情况,当前基于疲劳裂纹萌生准则的评定方法存在难以满足长寿期安全运行需求的问题。针对上述技术现状,通过调研国内外学者在波动管热分层研究方面的工作,对有限元数值仿真中的网格划分、材料性能设定、边界条件选择、热分层流动仿真和结构应力响应分析技术等内容进行了探讨。同时,对国内某大型压水堆核电厂真实的运行监测数据进行了分析,梳理了基于设计瞬态信息的疲劳损伤包络分析准则和采用疲劳裂纹扩展的损伤容限分析方法。 展开更多
关键词 波动管 热分层 疲劳 瞬态包络 损伤容限
在线阅读 下载PDF
高温高压水环境下位移幅值对690合金传热管切向微动磨损的影响 被引量:3
11
作者 郑会 庄文华 +2 位作者 杨双亮 郭相龙 张乐福 《中国表面工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期57-64,共8页
由于试验装置的限制,在模拟工程服役环境的高温高压水环境下对三代核电用690合金管/405不锈钢抗振条(AVB)的高频微动磨损研究存在不足,影响了对核电厂蒸汽发生器传热管结构完整性评价的有效性。在模拟压水堆核电厂二回路高温高压水环境... 由于试验装置的限制,在模拟工程服役环境的高温高压水环境下对三代核电用690合金管/405不锈钢抗振条(AVB)的高频微动磨损研究存在不足,影响了对核电厂蒸汽发生器传热管结构完整性评价的有效性。在模拟压水堆核电厂二回路高温高压水环境下,以690合金传热管为研究对象,开展高频切向微动磨损试验。试验研究不同位移幅值(D=20、30、40、80、120μm)对690合金管微动磨损行为的影响。试验结束后,借助扫描电子显微镜、能谱仪和三维形貌仪对磨损区域进行形貌表征、能谱分析和磨损体积计算。试验结果表明:随着位移幅值的增加,磨损接触面积增大,磨损深度和磨损体积均增加,磨损加剧。当位移幅值较小时(D=20、30、40μm),磨屑不易排出接触面,多黏着在磨痕中心,磨损机制主要是黏着磨损;当位移幅值增加至80、120μm时,磨屑分布均匀,磨损机制向剥层磨损转变。随着磨损机制的转变,磨损率呈现先增加后降低的趋势,在D=80μm时,磨损率最大。通过更符合工程实际的高温高压水环境试验,对比了不同位移幅值下的传热管微动磨损性能,给出了磨损率随位移幅值变化的趋势,初步阐明了磨损机制,有利于核电装备的摩擦学性能提升,对核电厂690传热管的结构完整性评价有较好的指导作用。 展开更多
关键词 位移幅值 690合金管 微动磨损 高温高压水
在线阅读 下载PDF
沸水堆核电站放射性废物管理与辐射防护的进展 被引量:2
12
作者 曲静原 薛大知 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1999年第3期201-207,共7页
商用沸水堆核电站(BWR)由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等,在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展,已达到与压水堆(PWR)同等的性能水平,而先进沸水堆(ABWR)则可达... 商用沸水堆核电站(BWR)由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等,在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展,已达到与压水堆(PWR)同等的性能水平,而先进沸水堆(ABWR)则可达到美国EPRI用户要求文件(URD)提出的先进性能水平。 展开更多
关键词 沸水堆 放射性废物管理 辐射防护 核电站
在线阅读 下载PDF
压水堆破口失水事故喷放阶段综述 被引量:1
13
作者 张小西 宫厚军 +3 位作者 吴达岭 桂南 杨星团 姜胜耀 《实验技术与管理》 CAS 北大核心 2022年第8期1-9,共9页
该文综述了压水堆破口事故发生后冷却剂(水)最先经历的喷放阶段相关研究,系统地介绍了破口失水事故的分类以及最危险的破口失水事故,分析了不同尺寸破口事故喷放阶段的物理过程。按照不同的空泡份额将喷放阶段科学划分为不同区域,归纳... 该文综述了压水堆破口事故发生后冷却剂(水)最先经历的喷放阶段相关研究,系统地介绍了破口失水事故的分类以及最危险的破口失水事故,分析了不同尺寸破口事故喷放阶段的物理过程。按照不同的空泡份额将喷放阶段科学划分为不同区域,归纳了各不同阶段最为适用的理论经典模型,指出了各现有喷放理论模型相应的局限性,提出针对性意见,总结破口失水事故喷放阶段研究中亟待解决的关键问题,汇总了临界热流密度和闪蒸等重要物理现象的国内外重要与最新的研究结果。该文对喷放阶段后续的深入理论研究具有借鉴与启发意义,为实际破口事故中确保压水堆的安全提供了理论指导。 展开更多
关键词 冷却剂丧失事故 喷放阶段 压水堆 临界热流密度 闪蒸
在线阅读 下载PDF
材料科技工作者面临我国核电大发展的机遇与挑战——“轻水堆核电站中的材料问题:现状、缓解、将来的问题”国际研讨会成功召开 被引量:4
14
作者 杨武 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2005年第4期182-183,共2页
关键词 轻水堆核电站 科技工作者 国际研讨会 材料 能源可持续发展 现状 大发 缓解 2020年 人均GDP 2002年 可再生能源 国民经济 开发资源 环境污染 水力资源 化石燃料 装机容量 总产值 太阳能 战略性 千瓦 电力
在线阅读 下载PDF
CANDU核电机组的特点与发展 被引量:5
15
作者 钱剑秋 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第3期193-202,210,共11页
简述了CANDU反应堆的优点 ,如使用天然铀燃料、容量因子高、某些方面固有安全性高、能廉价大量生产同位素 :问题是压力管寿命只有 2 5a、重水管理复杂、氚排放量偏大。还概述了CANDU反应堆的近期发展 ,如燃料设计、燃料通道设计、提高... 简述了CANDU反应堆的优点 ,如使用天然铀燃料、容量因子高、某些方面固有安全性高、能廉价大量生产同位素 :问题是压力管寿命只有 2 5a、重水管理复杂、氚排放量偏大。还概述了CANDU反应堆的近期发展 ,如燃料设计、燃料通道设计、提高热传输系统参数。 展开更多
关键词 CANDU核电机组 特点 反应堆 同位素 压力管 安全性 重水堆
在线阅读 下载PDF
秦山三期(重水堆)核电工程调试计划管理和进度控制 被引量:5
16
作者 顾军 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第3期216-230,共15页
概述了秦山三期核电工程调试管理、调试进度计划和管理、主要节点进度计划和影响进度的主要技术因素 。
关键词 重水堆核电站 核电工程 调试 计划管理 进度控制 CANDU堆
在线阅读 下载PDF
模块式高温气冷堆气体透平循环发电的研究 被引量:1
17
作者 王大中 张作义 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 1992年第9期1-3,共3页
一、引言模块式高温气冷堆具有良好的固有安全性。反应堆在任何事故下均能自动停堆,即使在发生失压失冷的严重事故下,停堆余热也可由壳体通过导热、辐射、自然对流等途径被动载出,堆芯最高温度低于1600℃,放射性被有效地包容在燃料包覆... 一、引言模块式高温气冷堆具有良好的固有安全性。反应堆在任何事故下均能自动停堆,即使在发生失压失冷的严重事故下,停堆余热也可由壳体通过导热、辐射、自然对流等途径被动载出,堆芯最高温度低于1600℃,放射性被有效地包容在燃料包覆颗粒中。同时,这种反应堆能够提供700~950℃的高温氦气,采用传统的水蒸气朗肯循环发电不能充分利用其潜力,若能采用气体透平循环发电技术,则可发挥高温堆出口温度高的优势。 展开更多
关键词 模块式 气冷堆 发电 核电
在线阅读 下载PDF
聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析 被引量:1
18
作者 喻章程 解衡 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第7期1200-1205,共6页
将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层... 将非能动堆芯冷却系统(PXS)应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示:破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层,第1次峰值温度发生在约11s,为938.2K;第2次峰值温度发生在约50s,为608.7K。两次燃料温度峰值均低于燃料U-10Zr的熔点,在可接受范围内。随着瞬态过程的深入,安注箱、堆芯补水箱及安全壳内储水箱的冷却水开始注入包层,使内外包层的坍塌液位开始回升,最终重新淹没堆芯。表明PXS在冷管段双端剪切断裂大破口失水事故下能保证混合堆堆芯的安全,将其应用于聚变-裂变混合堆是可行的。 展开更多
关键词 聚变-裂变混合堆 PXS RELAP5 双端剪切断裂大破口失水事故
在线阅读 下载PDF
用RELAP5程序分析压力容器喷放过程 被引量:1
19
作者 阎义洲 臧希年 《锅炉技术》 北大核心 2001年第11期15-18,共4页
压力容器实验;RELAP5;热工水力数值模拟摘 要:利用 Idaho National Engineering Laboratory(INEL)开发的 RELAPS程序模拟压力容器事故卸压实验的热工水力过程。RELAP5程... 压力容器实验;RELAP5;热工水力数值模拟摘 要:利用 Idaho National Engineering Laboratory(INEL)开发的 RELAPS程序模拟压力容器事故卸压实验的热工水力过程。RELAP5程序的计算结果与实验数据相比,空泡份额变化与实验一致,压力和温度偏低,剩余水的质量偏大。程序预测的卸压过程比实验测量偏快.经过比较,认为RELAPS程序可以对一般受压流体失压瞬态问题进行预测估算。 展开更多
关键词 压力容器实验 RELAP5 热工水力数值模拟 程序分析 喷放过程 压水堆 核电站
在线阅读 下载PDF
核电发展的第二代——快中子增殖堆核电站 被引量:1
20
作者 徐銤 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1990年第4期337-349,6,共13页
本文第一部份简要说明第一代核电站堆型发展的局限性和发展快中子增殖堆的必要性。第二部份通过国际快堆经验论证和说明了快堆是安全性好,可靠性强,且有好的经济前景的堆型。第三部份对我国快堆发展战略和技术路线提出建议。最后指出了... 本文第一部份简要说明第一代核电站堆型发展的局限性和发展快中子增殖堆的必要性。第二部份通过国际快堆经验论证和说明了快堆是安全性好,可靠性强,且有好的经济前景的堆型。第三部份对我国快堆发展战略和技术路线提出建议。最后指出了在所提战略下我国核电发展的前景。 展开更多
关键词 中子 增殖堆 核电厂
在线阅读 下载PDF
上一页 1 2 5 下一页 到第
使用帮助 返回顶部