中国三代核电经济评价方法与参数优化 被引量：3

1

作者 郭娟娟 沈迪 +3 位作者 童朴 闫琨 张小凡 何昉 《中国电力》 CSCD 北大核心 2024年第3期206-212,223,共8页

“双碳”目标为清洁低碳的核电提供了新机遇。《核电厂建设项目经济评价方法》(NB/T 20048—2011)(以下简称2011版能标)是核电建设项目经济评价的主要依据,2011年发布以来至今未修订。当前,核电技术、行业政策和市场环境等的深刻变化均... “双碳”目标为清洁低碳的核电提供了新机遇。《核电厂建设项目经济评价方法》(NB/T 20048—2011)(以下简称2011版能标)是核电建设项目经济评价的主要依据,2011年发布以来至今未修订。当前,核电技术、行业政策和市场环境等的深刻变化均对2011版能标相关参数的优化调整提出了新要求。从技术经济评价参数、涉核相关费用、电力市场改革及运维成本划分4个方面提出了2011版能标需要优化调整的内容及参数,并基于财务分析方法计算了参数调整前后的电价水平,对经济评价期、负荷因子、退役基金提取比例、首炉料待摊年限4个参数进行了敏感性分析。参数调整后平均发电成本降低了5%左右,经济评价期和负荷因子对降低发电成本影响更明显。 展开更多

关键词 三代核电 经济评价方法 双碳目标 电力市场化改革

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第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究 被引量：15

2

作者 吴萍 杨艳晨 +2 位作者 陈昊 易俊 卜广全 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第5期1196-1202,共7页

第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建... 第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。 展开更多

关键词 第三代核电堆型 AP1000 堆芯反应性 状态变量 控制变量 稳定特性

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累积绝对速度CAV在中国三代核电站地震监测中的应用 被引量：6

3

作者 陈志高 黄俊 《大地测量与地球动力学》 CSCD 北大核心 2016年第5期467-470,共4页

介绍中国将要建成的三代核电站和目前已建成的二代核电站的地震监测原理。通过处理国内地震数据,分析可能影响三代核电站安全运行的地震的特点,并将三代核电站地震报警方式与二代核电站地震报警方式进行对比。结果表明,三代核电站OBE报... 介绍中国将要建成的三代核电站和目前已建成的二代核电站的地震监测原理。通过处理国内地震数据,分析可能影响三代核电站安全运行的地震的特点,并将三代核电站地震报警方式与二代核电站地震报警方式进行对比。结果表明,三代核电站OBE报警方式能有效减少二代核电站OBE报警中的误报和漏报,是一种更加稳健的核电站地震监测方法。 展开更多

关键词 三代核电站 地震监测 累积绝对速度 核电站地震安全

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南方沿海三代核电站非核部分混凝土结构耐久性设计参数研究

4

作者 周玉 郭文瑛 +2 位作者 王日云 杨医博 王恒昌 《混凝土》 CAS CSCD 北大核心 2012年第7期31-33,42,共4页

近年来我国核电技术逐渐从二代和二代半向三代转变。与二代及二代半核电不同,三代核电机组设计寿命为60年,相应的其非核部分混凝土结构的设计使用年限也需达到60年,但目前相关标准中没有60年设计使用年限的具体耐久性设计参数。针对这... 近年来我国核电技术逐渐从二代和二代半向三代转变。与二代及二代半核电不同,三代核电机组设计寿命为60年,相应的其非核部分混凝土结构的设计使用年限也需达到60年,但目前相关标准中没有60年设计使用年限的具体耐久性设计参数。针对这一问题,通过对相关标准、典型海工工程中混凝土结构耐久性设计参数的分析,提出了南方沿海三代核电站非核部分混凝土结构耐久性设计参数。 展开更多

关键词 南方沿海 三代核电站 非核部分 混凝土结构 耐久性设计参数

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半转速三代核电汽轮机高压转子裂纹萌生寿命计算分析

5

作者 金子印 张国忠 《汽轮机技术》 北大核心 2014年第2期107-109,共3页

主要进行了半转速三代核电汽轮机高压转子裂纹萌生寿命的计算,采用ansys对转子模型进行分析,计算了稳态运行、冷态启动、温态启动、热态启动等各工况时的温度场及应力场计算结果。通过低周疲劳裂纹萌生寿命的计算方法计算了薄弱处各点... 主要进行了半转速三代核电汽轮机高压转子裂纹萌生寿命的计算,采用ansys对转子模型进行分析,计算了稳态运行、冷态启动、温态启动、热态启动等各工况时的温度场及应力场计算结果。通过低周疲劳裂纹萌生寿命的计算方法计算了薄弱处各点的寿命,通过与电厂要求的指标值进行对比,验证了半转速三代核电汽轮机高压转子的裂纹萌生寿命能够满足电厂的运行要求。 展开更多

关键词 半转速三代核电汽轮机 高压转子 温度场和应力场 裂纹萌生寿命

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第三代核电和西屋公司AP1000评述 被引量：36

6

作者 臧明昌 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第2期106-115,共10页

世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1... 世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计。简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估。分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战。如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益。 展开更多

关键词 第三代核电 AP1000评估 中国核电计划

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一种新型材料在三代核电钢制安全壳上的应用 被引量：5

7

作者 庄源 王斌 +1 位作者 姚俊涛 史寅康 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第18期82-85,共4页

安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器,顶... 安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器,顶部呈半球形。文中主要探讨如何通过控制SA-738 Gr.B:中、低温压力容器用热处理的碳锰硅钢板在钢制安全壳制造过程中的设计、制造、安装、检验和试验等过程来保证安全壳及非能动安全壳冷却系统功能的实现。 展开更多

关键词 三代核电 安全壳 SA-738Gr.B 热处理

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三代核电机组一回路钝化加氢工艺问题研究及改进应用 被引量：4

8

作者 陈旭 尹锐佳 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期359-364,共6页

三代核电机组在热态功能试验(简称热试)期间需执行加氢钝化,以改善一回路表面钝化效果。国内某三代核电机组首次执行一回路加氢时速率较慢,导致一回路氢气测量值无法在预计时间内达到钝化开始时的限值。我们结合现场实际情况,分析了问... 三代核电机组在热态功能试验(简称热试)期间需执行加氢钝化,以改善一回路表面钝化效果。国内某三代核电机组首次执行一回路加氢时速率较慢,导致一回路氢气测量值无法在预计时间内达到钝化开始时的限值。我们结合现场实际情况,分析了问题的相关环节,并在满足系统正常运行要求和工业安全要求的前提下,针对影响因素进行处理和优化,合理改进原有加氢方案,保证热试期间一回路的加氢速率,节约热试工期,对后续三代核电、“华龙一号”机组的建设有参考意义。 展开更多

关键词 三代核电 热试钝化 加氢速率

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新型不锈钢复合板在三代核电安注箱中的应用 被引量：3

9

作者 王斌 姚俊涛 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第20期30-32,共3页

安注箱是非能动安全注射系统中的重要设备,介绍了其在AP1000非能动系统中的功能及其壳体材料的选用及制造。

关键词 三代核电 不锈钢 复合板 安注箱

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ASTM材料B209在三代核电安全壳非能动冷却系统中的应用 被引量：3

10

作者 王斌 庄源 +1 位作者 姚俊涛 潘旭阳 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第18期90-92,共3页

介绍了非能动安全壳冷却系统、空气导流板的功能作用及空气导流板的材料选用。

关键词 三代核电 非能动安全壳冷却系统 空气导流板 5454铝合金 阳极氧化

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三代核电1000 MW级汽轮机摩擦振动故障研究 被引量：2

11

作者 李振 陈慧慧 +3 位作者 王洪凯 杨全超 董波 何明圆 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期171-178,共8页

研究了国内某三代核电汽轮机调试期间发生的不稳定振动故障现象。通过趋势、频谱、轴心轨迹和升降速过程振动特征分析,准确诊断故障原因为动静摩擦。结合动力学理论,从输入热量和输出热量平衡角度解释了不同程度下的摩擦现象,提出了摩... 研究了国内某三代核电汽轮机调试期间发生的不稳定振动故障现象。通过趋势、频谱、轴心轨迹和升降速过程振动特征分析,准确诊断故障原因为动静摩擦。结合动力学理论,从输入热量和输出热量平衡角度解释了不同程度下的摩擦现象,提出了摩擦位置和摩擦状态评估方法。在工期有限的情况下,提出了运行处理方案,消除了摩擦故障。进一步提出了后续大修处理方案。 展开更多

关键词 振动 汽轮机 摩擦 汽封 三代核电

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某三代核电站电气厂房冷冻水系统功能与布置设计 被引量：3

12

作者 徐国飞 赵振晖 林达平 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期514-522,共9页

为确保核电厂的主控室、电气厂房控制柜间内的DCS设备、应急硼注入系统及中、低压安注泵的正常运行以及主控室操作人员的可居留性,需合理布置电气厂房冷冻水的管道和设备。本文介绍了电气厂房冷冻水系统的设计研发过程,详细分析了其系... 为确保核电厂的主控室、电气厂房控制柜间内的DCS设备、应急硼注入系统及中、低压安注泵的正常运行以及主控室操作人员的可居留性,需合理布置电气厂房冷冻水的管道和设备。本文介绍了电气厂房冷冻水系统的设计研发过程,详细分析了其系统功能。通过对设备和管道布置的功能性、可靠性、可操作性和经济性等布置原则的分析,完成了系统设备和管道的布置,为核电站的安全运行提供可靠的保障。 展开更多

关键词 三代核电站 电气厂房 冷冻水系统

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某三代核电反应堆堆内构件安装工艺流程优化研究 被引量：1

13

作者 张宝存 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1119-1125,共7页

具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组,其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置,而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件,具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度... 具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组,其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置,而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件,具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度高的特点。堆内构件安装工艺流程优化研究成果作为国家科技重大专项课题的研究成果之一,依据三代压水堆堆内构件的结构特点、基本功能和安装技术要求,对其安装工艺流程进行优化改进,从而实现了安装工艺流程的简化,安装精度和施工效率的提高、施工周期的缩短、施工成本减少的目的,同时为后续三代大型先进压水堆堆内构件安装提供了良好的借鉴。 展开更多

关键词 三代核电 堆内构件 安装工艺

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三代核电SA-508 Gr3钢化学成分影响分析 被引量：1

14

作者 马中良 《热加工工艺》 北大核心 2019年第2期41-45,共5页

论述了ASME SA-508 Gr3钢中单一化学成分对组织结构和力学性能的影响;讨论了化学成分对该钢的奥氏体形成、晶粒形成、淬火、回火、力学性能和中子辐照的综合影响,为锻件化学成分的量化控制及质量提高提供支撑和技术参考。

关键词 SA-508 Gr3 化学成分 三代核电站 中子辐照

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基于PSCAD的国内三代核电厂断相故障特性的仿真研究

15

作者 王晋 《核科学与工程》 2025年第4期698-703,共6页

核电厂断相故障问题近年来被列为设计薄弱项并受到行业高度关注。监管机构要求各核电厂对断相故障问题进行分析和研究,并给出应对措施。国内外相关案例和研究文献表明,断相故障较难被准确监测到问题主要集中在厂用变压器空载情况。对某... 核电厂断相故障问题近年来被列为设计薄弱项并受到行业高度关注。监管机构要求各核电厂对断相故障问题进行分析和研究,并给出应对措施。国内外相关案例和研究文献表明,断相故障较难被准确监测到问题主要集中在厂用变压器空载情况。对某三代核电厂的主变压器、高压厂用变压器和辅助变压器处发生断相故障时的电气特性进行仿真分析,得到各主要厂用变压器在空载工况下的断相故障特征。初步分析表明:当主变压器和/或高压厂用变压器轻载情况下高压侧发生断相故障时,可不额外设置断相故障监测手段;当辅助变压器空载情况下高压侧发生断相故障时,建议考虑设置断相故障监测和保护措施。研究成果可为制定断相故障的监测和保护方案提供理论依据。 展开更多

关键词 断相故障 三代核电厂 厂用变压器 仿真分析

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三代核岛主设备焊接技术与焊接材料 被引量：18

16

作者 杨巨文 李双燕 +2 位作者 张茂龙 汪丽丽 张文杨 《压力容器》 2017年第4期68-75,共8页

介绍了三代核岛主设备的结构特征,详述了产品所用的焊接工艺技术、焊接填充材料类型和特殊要求,并对焊材的储存和使用等要求进行了讨论,为三代核电设备的成功制造打下了坚实的基础。

关键词 三代核电 核岛主设备 焊接填充材料 焊接技术

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后福岛时期我国核电的发展 被引量：44

17

作者 叶奇蓁 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第11期1-8,共8页

"福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,... "福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,并通过审查测试得出了目前的核电站是安全的结论。其次,论述了福岛事故后我国对核电站的安全检查以及核电设计中采取的相关安全措施,表明我国核电站的安全性是有保障的。然后,阐述了引进的三代核电AP1000及EPR技术的特点;自主开发的三代核电技术在技术性能和安全水准上与国际先进水平相当。最后,分析了内陆地区核电建设的必要性和可行性,建议积极推进内陆核电站建设。 展开更多

关键词 福岛核事故 中国核电 AP1000机组 欧洲压水堆(EPR)机组 三代核电技术 内陆核电站

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中国改进型压水堆核电站CPR1000简介 被引量：26

18

《现代电力》 2006年第5期36-38,共3页

本文简要介绍了中国改进型压水堆核电站CPR1000的技术基础、设计理念和先进技术,说明了它是安全、可靠、成熟、经济、适用我国核电小批量化建设的主力堆型,并可实现与第三代堆型的最佳结合。

关键词 CPR1000 第三代核电技术 “二代加”核电技术 压水堆 技术引进

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百万千瓦级核电机组汽轮发电机密封瓦损伤原因分析

19

作者 闵济东 李祥奎 +4 位作者 文学 罗贤龙 王方方 张寅 陈碧强 《核科学与工程》 2025年第4期742-748,共7页

密封瓦是汽轮发电机氢气密封系统的关键部件。针对某百万千瓦级核电机组汽轮发电机密封瓦巴氏合金层表面损伤情况,通过宏观形貌观察、渗透检测、化学成分分析、金相检验、硬度测试、扫描电镜微观形貌观察及能谱分析等表征方法对其展开... 密封瓦是汽轮发电机氢气密封系统的关键部件。针对某百万千瓦级核电机组汽轮发电机密封瓦巴氏合金层表面损伤情况,通过宏观形貌观察、渗透检测、化学成分分析、金相检验、硬度测试、扫描电镜微观形貌观察及能谱分析等表征方法对其展开损伤原因分析。结果表明,密封瓦悬浮状态不良,空侧巴氏合金层存在铸造缺陷,且化学成分存在偏析,组织分布不均匀。密封瓦巴氏合金层的损伤性质为表面疲劳剥落,剥落是由密封瓦的实际悬浮状态不良引起局部油膜刚度增加、巴氏合金层存在铸造缺陷及服役过程中承受不均匀的高压交变载荷等多因素共同导致的。密封瓦损伤原因分析将为该类型核电机组密封瓦的监督检查及其他同类设备部件的订货提供技术依据。 展开更多

关键词 第三代核电 发电机密封瓦 铸造质量 疲劳剥落

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反应堆安全壳内核测仪表同轴电缆鉴定试验方法综述

20

作者 张宓 孙光智 +3 位作者 李亮 黄伟杰 李昆鹏 崔聪 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2021年第6期1137-1142,共6页

根据核安全级电缆的鉴定要求及堆外核测量系统的使用要求,对安全壳内核测仪表用同轴电缆材料性能、电气性能、热老化、辐照老化、设计基准事故等关键试验进行了深入分析,提出了1E级鉴定试验的项目及流程,并给出了典型试验的试验方法,可... 根据核安全级电缆的鉴定要求及堆外核测量系统的使用要求,对安全壳内核测仪表用同轴电缆材料性能、电气性能、热老化、辐照老化、设计基准事故等关键试验进行了深入分析,提出了1E级鉴定试验的项目及流程,并给出了典型试验的试验方法,可为类似产品鉴定提供参考。 展开更多

关键词 堆外核测量系统 三代核电 安全壳 同轴电缆 老化试验

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