CNP1000反应堆吊篮组件振动特性研究 被引量：2

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作者 马建中 杨杰 +1 位作者 袁少波 丛滨 《西南交通大学学报》 EI CSCD 北大核心 2002年第B11期54-57,共4页

介绍了CNP10 0 0吊篮组件模型在空气、静水中振动特性计算结果、试验结果和水力回路上的动水振动特性结果。结果表明 ,吊篮组件静水中的振动频率值较空气中下降很多 (一半左右 ) ,吊篮容器内、外的流体附加质量十分显著 ;随流速的增加 。

关键词 cnp1000反应堆 吊篮组件 动力特性 振动频率 动水振动特性 水力回路 核电站

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VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估 被引量：4

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作者 佟振峰 崔贞北 +5 位作者 赵继松 张长义 杨兴旺 王克江 刘维平 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期903-908,共6页

本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热... 本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。 展开更多

关键词 VVER-1000 反应堆压力容器 热老化脆化 温度监督

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环路流量偏差对核电1000MW机组压水反应堆焓增特性影响的模拟研究 被引量：1

3

作者 刘建全 霍启军 +4 位作者 周涛 钱虹 陈建韩 李赢 李思 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2015年第16期4139-4146,共8页

使用标准的k-?双方程、有限体积离散法,对一台1 000 MW核电机组反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性进行了建模研究;结合堆芯测量仪器及CLP和IN-CORE软件进行了反应堆实际物理试验;将模拟试验和实际物理试验进行了耦合研究。研究了反应堆... 使用标准的k-?双方程、有限体积离散法,对一台1 000 MW核电机组反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性进行了建模研究;结合堆芯测量仪器及CLP和IN-CORE软件进行了反应堆实际物理试验;将模拟试验和实际物理试验进行了耦合研究。研究了反应堆正常运行及失流等工况下流量偏差对反应堆堆芯焓增特性的影响,并对实际运行流量偏差工况进行了分析。模拟和物理试验结果表明:堆芯流量分配板和下栅格板能够很好地调整进入堆芯的冷却剂流量偏差,堆芯内部温度场具有较强的流量偏差自调节功能。环路流量减少时,反应堆流场、温度场及堆芯焓增特性变化比较明显;环路流量稍有增加时变化不明显,环路流量增加值不大于5%时,反应堆内部流场及温度场偏差无明显变化。试验数据为反应堆的安全运行提供了理论数据。 展开更多

关键词 1000 MW 压水反应堆 环路流量 数值模拟 偏差试验 焓增特性

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AP1000核电机组反应堆压力容器的安装 被引量：13

4

作者 许跃武 高宝宁 《压力容器》 2012年第1期69-74,共6页

阐述了某核电1号机组反应堆压力容器吊装定位、筒体翻转和就位调整的过程。通过对吊装高度、重量及风载荷进行计算,分析"开顶法"吊装反应堆压力容器的安全性。介绍了反应堆压力容器就位后方位、水平度、标高的测量与调整方法... 阐述了某核电1号机组反应堆压力容器吊装定位、筒体翻转和就位调整的过程。通过对吊装高度、重量及风载荷进行计算,分析"开顶法"吊装反应堆压力容器的安全性。介绍了反应堆压力容器就位后方位、水平度、标高的测量与调整方法,以及护板、支撑的安装。对同类核电站的主设备吊装具有一定参考价值。 展开更多

关键词 AP1000 反应堆压力容器 安装 RV翻转

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AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术 被引量：11

5

作者 左学兵 陈晶晶 +2 位作者 张金东 代帅 郑东宏 《压力容器》 2013年第11期62-69,75,共9页

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆... 从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。 展开更多

关键词 AP1000 反应堆冷却剂系统 压力容器 蒸汽发生器 安装

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AP1000反应堆压力容器管座管穿件焊接技术 被引量：3

6

作者 张斌 张其先 钟本路 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2014年第13期207-209,212,共4页

AP1000反应堆压力容器的管座管穿件焊接是低合金钢、不锈钢和镍基合金的异种钢焊接。该焊缝的焊接具有空间位置复杂、焊接应力大、镍基合金导热性及流动性差的特征,焊缝中常岀现热裂纹、根部缺陷、夹渣、气孔等缺陷。本文探讨了隔离层... AP1000反应堆压力容器的管座管穿件焊接是低合金钢、不锈钢和镍基合金的异种钢焊接。该焊缝的焊接具有空间位置复杂、焊接应力大、镍基合金导热性及流动性差的特征,焊缝中常岀现热裂纹、根部缺陷、夹渣、气孔等缺陷。本文探讨了隔离层堆焊、冷装、角焊缝填充焊的制造工艺。结果表明,优化工艺参数、选择恰当的焊材、合理的焊道布置和焊接操作方法、清洁焊接工作区域等,是获得质量良好的管座贯穿件焊缝的重要因素。该焊接技术已成功应用于AP1000项目反应堆压力容器的设备制造,结果表明该焊接工艺合理,产品质量满足要求。 展开更多

关键词 AP1000 反应堆压力容器 管座贯穿件 焊接

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金属反射型保温系统在AP1000反应堆压力容器的应用 被引量：3

7

作者 李鲲 戴长清 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期246-249,共4页

金属反射型保温能够有效抑制辐射传热、对流传热以及导热。它具有抗辐照能力强、耐腐蚀性能好、不容易变形,使用、更换和维修时不容易产生碎屑的特点。文章从结构、设计及安装三个方面介绍AP1000反应堆压力容器金属反射型保温的独特优点... 金属反射型保温能够有效抑制辐射传热、对流传热以及导热。它具有抗辐照能力强、耐腐蚀性能好、不容易变形,使用、更换和维修时不容易产生碎屑的特点。文章从结构、设计及安装三个方面介绍AP1000反应堆压力容器金属反射型保温的独特优点,最后总结归纳这种保温结构设计的优点。 展开更多

关键词 金属反射型 保温 反应堆压力容器 AP1000

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CNP1000核电厂工程技术方案 被引量：2

8

《现代电力》 2006年第5期39-48,共10页

介绍了CNP1000核电厂的工程技术方案。CNP1000设计在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试和运行经验的基础上,借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果,使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。考虑到了多年国内核安全工作的经验反... 介绍了CNP1000核电厂的工程技术方案。CNP1000设计在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试和运行经验的基础上,借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果,使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。考虑到了多年国内核安全工作的经验反馈,并吸取了国际上新一代核电厂的设计理念,CNP1000核电厂的设计方案在安全方面的考虑更全面和周到。CNP1000的技术定位为“二代加改进型”,并有进一步发展的潜力,能够体现我国自主知识产权的中国品牌特征。 展开更多

关键词 cnp1000 核电厂 工程技术方案 核安全

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反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究 被引量：3

9

作者 王琳 张适 +1 位作者 毛欢 付霄华 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期45-50,共6页

本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射... 本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂 放射性比活度 运行限制条件 SGTR事故 CPR1000

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国产化核电站CNP1000型初设方案通过审查

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《中国电力》 CSCD 北大核心 2005年第3期89-89,共1页

我国自主设计的国内最高水平的CNP1000型核电站初步设计方案．已通过审查。专家组评定：CNP1000的设计是完整的、符合要求的，无论是性能上、经济上、安全上都比国内现在运行的核电站水平高．达到国际上第2代核电站的水平。

关键词 国产化 核电站 cnp1000型 发电机组 技术开发 技术引进

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俄罗斯将在乌拉尔地区建造新的核电站

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《中国电力》 CSCD 北大核心 2006年第11期91-91,共1页

俄罗斯将在乌拉尔地区建造一座含4台VVER--1000型反应堆的新核电站。根据预测，该地区未来将面临电力短缺的局面，建造核电站可解决上述问题。目前，建造南乌拉尔核电站必须具备的主要条件是设法获得公众的支持。虽然前苏联政府在1983... 俄罗斯将在乌拉尔地区建造一座含4台VVER--1000型反应堆的新核电站。根据预测，该地区未来将面临电力短缺的局面，建造核电站可解决上述问题。目前，建造南乌拉尔核电站必须具备的主要条件是设法获得公众的支持。虽然前苏联政府在1983年签署了建造南乌拉尔核电站的分析报告，但由于缺乏资金和遭受到环保人士的反对，该工程在1990年被迫中断。 展开更多

关键词 乌拉尔地区 核电站 俄罗斯 1000型 电力短缺 反应堆 前苏联

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