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反应堆冷却剂系统低温超压分析被引量：2: 1; 作者詹文辉周全福《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第2期167-172,共6页; 为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压。; 关键词反应堆冷却剂系统低温超压余热排出系统; 在线阅读下载PDF 职称材料

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究被引量：3: 2; 作者吴健赵文浩李军《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期449-453,共5页; 核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的... 展开更多; 关键词压水堆反应堆冷却剂系统硼回收系统冷却剂数值分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

严重事故专用卸压阀排放能力需求: 3; 作者武铃珺邓坚 +3 位作者张航王小吉刘丽莉青涛《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期131-136,共6页; 二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经... 展开更多; 关键词高压熔堆熔融物喷射反应堆冷却剂系统卸压严重事故卸压阀高温流体; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析: 4; 作者张黎明赵新文 +1 位作者韩红新蔡琦《压力容器》北大核心 2007年第12期18-21,共4页; 以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参... 展开更多; 关键词压水型反应堆冷却剂系统管道焊接可靠性马尔可夫模型; 在线阅读下载PDF 职称材料

我国突破核电关键阀门技术: 5; 《中国电力》 CSCD 北大核心 2010年第2期67-67,共1页; 此前一直依赖国外进口的核电站关键设备——“核一级比例喷雾阀”已由我国研发人员自主研制成功。比例喷雾阀位于压水堆核电站反应堆冷却剂系统。是其压力控制设备之一。近年来．我国核电阀门国产化有了突飞猛进的进展．但核电关键阀门... 展开更多; 关键词压水堆核电站核电阀门技术反应堆冷却剂系统控制设备自主研制制造能力国产化; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂的组成: 6; 《江苏电机工程》 2012年第3期78-78,共1页; 核电厂南核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施（BOP）三大部分组成。以压水堆核电厂为例．核燃料被放置在反应堆压力容器内。当发生链式反应时，一次冷却剂流经压力容器被燃料组件加热．通过... 展开更多; 关键词压水堆核电厂组成反应堆压力容器核蒸汽供应系统汽轮发电机组冷却剂泵蒸汽发生器配套设施; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名反应堆冷却剂系统低温超压分析被引量：2: 1; 作者詹文辉周全福; 机构上海核工程研究设计院; 出处《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第2期167-172,共6页; 文摘为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压。; 关键词反应堆冷却剂系统低温超压余热排出系统; Keywords RCS LTOP RHRS; 分类号 TL333 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究被引量：3: 2; 作者吴健赵文浩李军; 机构中国核电工程有限公司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期449-453,共5页; 基金国家重大专项资助项目(2011ZX06004004); 文摘核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。; 关键词压水堆反应堆冷却剂系统硼回收系统冷却剂数值分析; Keywords pressurized reactor reactor coolant system boron recycle system coolant numerical investigation; 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

题名严重事故专用卸压阀排放能力需求: 3; 作者武铃珺邓坚张航王小吉刘丽莉青涛; 机构中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室; 出处《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期131-136,共6页; 文摘二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。; 关键词高压熔堆熔融物喷射反应堆冷却剂系统卸压严重事故卸压阀高温流体; Keywords high pressure core-meltdown melt ejection reactor coolant system depressurization severe accident depressurization valves high temperature liquid; 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

题名基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析: 4; 作者张黎明赵新文韩红新蔡琦; 机构海军工程大学船舶与动力学院 [; 出处《压力容器》北大核心 2007年第12期18-21,共4页; 文摘以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参考价值。; 关键词压水型反应堆冷却剂系统管道焊接可靠性马尔可夫模型; Keywords PWR - RCS piping weld reliability Markov model; 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

题名我国突破核电关键阀门技术: 5; 出处《中国电力》 CSCD 北大核心 2010年第2期67-67,共1页; 文摘此前一直依赖国外进口的核电站关键设备——“核一级比例喷雾阀”已由我国研发人员自主研制成功。比例喷雾阀位于压水堆核电站反应堆冷却剂系统。是其压力控制设备之一。近年来．我国核电阀门国产化有了突飞猛进的进展．但核电关键阀门技术要求高。国内长期以来不具备设计、制造能力，一直依赖于国外进口。; 关键词压水堆核电站核电阀门技术反应堆冷却剂系统控制设备自主研制制造能力国产化; 分类号 TM623.91 [电气工程—电力系统及自动化] TG161 [金属学及工艺—热处理]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂的组成: 6; 出处《江苏电机工程》 2012年第3期78-78,共1页; 文摘核电厂南核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施（BOP）三大部分组成。以压水堆核电厂为例．核燃料被放置在反应堆压力容器内。当发生链式反应时，一次冷却剂流经压力容器被燃料组件加热．通过一回路管道进入蒸汽发生器，使其二次侧的水变成蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。一次冷却剂然后经冷却剂泵打回压力容器．成为一个封闭回路，即一回路。; 关键词压水堆核电厂组成反应堆压力容器核蒸汽供应系统汽轮发电机组冷却剂泵蒸汽发生器配套设施; 分类号 TM623.91 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	反应堆冷却剂系统低温超压分析	詹文辉周全福	《核科学与工程》 CSCD 北大核心	2007	2	在线阅读下载PDF 职称材料
2	压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究	吴健赵文浩李军	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	3	在线阅读下载PDF 职称材料
3	严重事故专用卸压阀排放能力需求	武铃珺邓坚张航王小吉刘丽莉青涛	《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心	2021	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析	张黎明赵新文韩红新蔡琦	《压力容器》北大核心	2007	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	我国突破核电关键阀门技术		《中国电力》 CSCD 北大核心	2010	0	在线阅读下载PDF 职称材料
6	核电厂的组成		《江苏电机工程》	2012	0	在线阅读下载PDF 职称材料