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基于三代压水堆的中国核燃料循环模式仿真研究被引量：2: 1; 作者刘志宾马进 +1 位作者王兵树段新会《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第3期683-689,697,共8页; 根据国务院出台的《核电安全规划(2011–2020年)》和《核电中长期发展规划(2011–2020年)》和中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》及"十三五"规划,以目前主要已运M310堆型和三代核电"华龙一... 展开更多; 关键词核燃料循环压水堆一次通过三代压水堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析被引量：1: 2; 作者孙海涛李海龙 +4 位作者盛朝阳高晨王臣凌礼恭贾盼盼《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期493-497,共5页; 为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、... 展开更多; 关键词三代压水堆先进轻水堆用户要求文件 AP1000 EPR; 在线阅读下载PDF 职称材料

三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议被引量：4: 3; 作者刘红坤董亮 +1 位作者刘妍唐辉《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期174-180,共7页; 由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、14 C外其他... 展开更多; 关键词三代压水堆液态流出物排放氚内陆; 在线阅读下载PDF 职称材料

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究: 4; 作者刘宇牛世鹏 +2 位作者王高鹏喻新利张佳佳《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期481-487,共7页; 安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程... 展开更多; 关键词三代压水堆安全壳直接加热参数敏感性分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于三代压水堆的中国核燃料循环模式仿真研究被引量：2: 1; 作者刘志宾马进王兵树段新会; 机构华北电力大学自动化系北京广利核系统工程有限公司; 出处《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第3期683-689,697,共8页; 文摘根据国务院出台的《核电安全规划(2011–2020年)》和《核电中长期发展规划(2011–2020年)》和中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》及"十三五"规划,以目前主要已运M310堆型和三代核电"华龙一号"、AP1000,CAP1400堆型为主,在MATLAB仿真环境下采用"一次通过"模式分析2050年前我国核燃料循环现状和未来核燃料循环需求,定量的计算仿真出压水堆核电站所需的铀资源、分离功、乏燃料、Pu和次要锕系元素的产生量,计算结果可作为我国核燃料发展战略的重要依据,加快建立闭式核燃料循环模式。; 关键词核燃料循环压水堆一次通过三代压水堆; Keywords nuclear fuel cycle PWR once-through fuel cycle third generation reactor; 分类号 TP391.9 [自动化与计算机技术—计算机应用技术]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析被引量：1: 2; 作者孙海涛李海龙盛朝阳高晨王臣凌礼恭贾盼盼; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期493-497,共5页; 文摘为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。; 关键词三代压水堆先进轻水堆用户要求文件 AP1000 EPR; Keywords third generation pressurized water reactor utility requirements document AP1000 EPR; 分类号 TL353 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议被引量：4: 3; 作者刘红坤董亮刘妍唐辉; 机构华龙国际核电技术有限公司; 出处《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第2期174-180,共7页; 文摘由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、14 C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、14 C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。; 关键词三代压水堆液态流出物排放氚内陆; Keywords third-generation PWR liquid effluent discharge tritium inland; 分类号 TL75 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究: 4; 作者刘宇牛世鹏王高鹏喻新利张佳佳; 机构中国核电工程有限公司生态环境部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期481-487,共7页; 文摘安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明:熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。; 关键词三代压水堆安全壳直接加热参数敏感性分析; Keywords GenⅢPWR direct containment heating parametric sensitivity analysis; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料