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适用于核电DCS产品的软件数字化运维系统设计
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作者 邓泽凡 王桂兰 +2 位作者 石桂连 董晓峰 彭立 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期36-43,共8页
核电DCS是核电厂的“神经中枢”,其运行的稳定性和可靠性是核电厂安全运营的保障。适用于核电DCS产品软件数字化运维系统是为解决核电DCS产品软件运维依赖人工、耗时长、效率低等问题而开展的产品研发工作。该系统基于核电DCS产品与核... 核电DCS是核电厂的“神经中枢”,其运行的稳定性和可靠性是核电厂安全运营的保障。适用于核电DCS产品软件数字化运维系统是为解决核电DCS产品软件运维依赖人工、耗时长、效率低等问题而开展的产品研发工作。该系统基于核电DCS产品与核电厂实际问题反馈,结合软件数字化运维理念,设计软件健康参数反映核电DCS产品软件运行状态,设计软件配置和指标监视模块采集核电DCS产品软件健康参数,降低运维时间和成本,带来可观经济效益,同时降低机组非计划停机风险。 展开更多
关键词 核电数字化仪控系统 软件健康 软件运维 数字化运维
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核电厂事故情境下操纵员任务处理复杂度评估
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作者 蒋琪轲 王炎鑫 李鹏程 《中国安全科学学报》 北大核心 2025年第6期128-133,共6页
为科学评估核电厂事故情境下操纵员任务处理的复杂度,提出一种基于信息熵与图像熵的核电厂操纵员任务处理复杂度(OTHC)评估模型;该模型从界面信息复杂度(IIC)、任务复杂度(TC)和规程复杂度(PC)3个维度出发,构建包含界面布局、图符、文... 为科学评估核电厂事故情境下操纵员任务处理的复杂度,提出一种基于信息熵与图像熵的核电厂操纵员任务处理复杂度(OTHC)评估模型;该模型从界面信息复杂度(IIC)、任务复杂度(TC)和规程复杂度(PC)3个维度出发,构建包含界面布局、图符、文字、色彩等8个复杂度指标的评估体系,通过熵值法客观赋权,基于模型实现复杂度的定量评估;为验证该模型的有效性,以一回路小破口事故诊断任务为例,提取相关的界面信息与操作流程,构建复杂度网络图并评估复杂度,结合美国国家航空航天局任务负荷指数(NASA-TLX)量表获取主观复杂度数据,分析模型评估结果与操纵员主观复杂度之间的关系。结果表明:一回路OTHC高于二回路;所构建模型评估的复杂度与主观复杂度间具有高度正相关性,能够有效反映实际任务处理复杂度水平。 展开更多
关键词 核电厂 事故情境 操纵员 任务复杂度(TC) 评估模型 图像熵
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核电厂运行阶段安全文化评价指标体系研究 被引量:3
3
作者 李鹏程 许倩 王烨 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期60-66,共7页
为培育良好的核电厂运行阶段安全文化,通过分析核电厂运行特征,总结已有的核安全文化评价指标体系和评价模型,构建核电厂运行阶段安全文化评价指标体系,划分为价值观、行为、系统和环境4个层次,并细分出13个二级指标和61个三级指标;在... 为培育良好的核电厂运行阶段安全文化,通过分析核电厂运行特征,总结已有的核安全文化评价指标体系和评价模型,构建核电厂运行阶段安全文化评价指标体系,划分为价值观、行为、系统和环境4个层次,并细分出13个二级指标和61个三级指标;在此基础上,考虑到指标之间的非独立性和可能存在的相互影响关系,提出一种基于决策试验和评价实验法(DEMATEL)以及网络层次分析法(ANP)相结合的综合方法,确定指标体系的权重。结果表明:该方法结合调研数据,可得到核安全文化评价指标权重,并甄别出改善核安全文化的关键在于决策层的安全意识、以身作则等指标,为核电厂运行阶段安全文化的培育提供指导。 展开更多
关键词 核电厂 运行阶段 核安全文化 决策试验和评价实验法(DEMATEL) 网络层次分析法(ANP) 评价指标
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核电厂应急柴油发电机组调速系统故障分析
4
作者 翟长春 王元媛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期507-512,共6页
核电厂应急柴油发电机组调速系统作为安全级应急电源的频率控制系统的核心部分,对柴油发电机组的转速、功率等参数进行控制,确保其稳定运行和相应安全功能的执行至关重要。本文以某核电厂的应急柴油发电机组调速系统为例,结合典型的故... 核电厂应急柴油发电机组调速系统作为安全级应急电源的频率控制系统的核心部分,对柴油发电机组的转速、功率等参数进行控制,确保其稳定运行和相应安全功能的执行至关重要。本文以某核电厂的应急柴油发电机组调速系统为例,结合典型的故障案例,对调速系统的功能定位、控制原理、工作模式等进行分析,并提出了合理可行的解决方案,同时可以为同类核电及其他发电项目提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 应急柴油发电机组 调速系统 安全功能 故障 工作模式
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核电机组参与电网调峰及与抽水蓄能电站联合运行研究 被引量:78
5
作者 赵洁 刘涤尘 +4 位作者 雷庆生 杜治 王静 周玲 黄涌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2011年第7期1-6,共6页
研究了核电机组(nuclear power plant,NPP)参与电网调峰的必要性、可行性,根据核电特点,利用核电机组模型仿真分析了核电机组调峰运行的特性及相互影响因素,提出了核电机组直接参与电网日负荷调峰的运行模式。结合抽水蓄能的运行特性,... 研究了核电机组(nuclear power plant,NPP)参与电网调峰的必要性、可行性,根据核电特点,利用核电机组模型仿真分析了核电机组调峰运行的特性及相互影响因素,提出了核电机组直接参与电网日负荷调峰的运行模式。结合抽水蓄能的运行特性,比较分析了核电与抽水蓄能机组联合的3种调峰运行模式。结果表明,核电机组具有良好的调峰能力,可按照"12—3—6—3"的出力方式参与电网日负荷调峰,但其调峰的深度和速度受到安全性及经济性的限制。将抽水蓄能机组与核电机组联合运行,可满足电网调峰的要求,并保证核电机组带基荷。 展开更多
关键词 核电机组 调峰 调峰特性 抽水蓄能 联合运行
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核电机组参与电网调峰的运行方式及效益分析 被引量:46
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作者 赵洁 刘涤尘 +2 位作者 杨楠 孙文涛 王强 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2012年第12期250-255,共6页
核电面临着越来越大的调峰运行压力。研究了核电机组的功率调节、长期低功率运行及延伸运行等调峰运行性能,提出了核电机组参与电网调峰的运行方式。在计算分析核电机组的调峰成本和效益的基础上,提出了核电参与电网调峰的运行位置、判... 核电面临着越来越大的调峰运行压力。研究了核电机组的功率调节、长期低功率运行及延伸运行等调峰运行性能,提出了核电机组参与电网调峰的运行方式。在计算分析核电机组的调峰成本和效益的基础上,提出了核电参与电网调峰的运行位置、判据及调峰平衡算法,并结合实际电网算例作了计算分析。结果表明,核电具有较好的调峰能力,且成本较低,可参与电网日调峰、周调峰及年负荷跟踪,但其调峰深度和速度受到安全经济性的限制。核电机组适当调峰运行,可以提高系统安全性和灵活性,提高资源配置效率。 展开更多
关键词 核电机组 调峰特性 运行方式 调峰成本 调峰平衡
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核动力装置自然循环及其过渡过程计算模型的建立 被引量:10
7
作者 于雷 蔡琦 +1 位作者 蔡章生 谢海燕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第1期58-62,共5页
为准确分析含反应性反馈的核动力装置自然循环及其过渡过程中重要参数的响应特性,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代RELAP5/MOD3的点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦... 为准确分析含反应性反馈的核动力装置自然循环及其过渡过程中重要参数的响应特性,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代RELAP5/MOD3的点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦合模型,编制相应的计算程序。利用所研制的程序对实际核动力装置的自然循环及其过渡过程进行分析计算,并与试验结果进行比较。结果表明:本文建立的时空中子动力学计算模型克服了点堆方程不能准确计算反应性反馈的缺点,计算精度高,研制的程序可作为核动力装置强迫循环与自然循环及其过渡过程的计算分析工具。 展开更多
关键词 核动力装置 自然循环 过渡过程 计算模型 试验验证
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内陆核电厂冷却塔对周围大气流动和污染物扩散影响的风洞实验研究 被引量:5
8
作者 乔清党 姚仁太 +5 位作者 郭占杰 郭栋鹏 王瑞英 候晓菲 文云朝 范丹 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2011年第3期141-149,161,共10页
介绍了桃花江核电厂冷却塔对周围大气流动和污染物扩散影响的风洞模拟实验。以厂址为中心,应用X型热线探头探测了冷却塔等建筑群周围大气的平均流场和湍流结构,用示踪扩散实验法研究冷却塔及其所排热羽对烟囱排放污染物扩散的影响。结... 介绍了桃花江核电厂冷却塔对周围大气流动和污染物扩散影响的风洞模拟实验。以厂址为中心,应用X型热线探头探测了冷却塔等建筑群周围大气的平均流场和湍流结构,用示踪扩散实验法研究冷却塔及其所排热羽对烟囱排放污染物扩散的影响。结果表明,冷却塔对周围大气流动和污染物扩散的影响程度与烟囱和冷却塔的相对位置密切相关,风向与烟囱和冷却塔的连线平行时,受影响尤为显著。冷却塔尾流中最大速度亏损和纵向湍强扰动衰减的变化规律与Arya和Gadiyaram的相应研究有一定的差异,但两者的变化规律基本一致。冷却塔及其热羽使得近场污染物扩散显著增强,并改变了烟羽的运动轨迹。同时,冷却塔所排热羽对污染物扩散的影响还与释放源和冷却塔的相对高度有关。 展开更多
关键词 核电厂 冷却塔 风洞实验 流动 扩散
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核电厂流出物低水平放射性核素排放量统计方法实验研究 被引量:5
9
作者 张艳霞 李锦 +2 位作者 李宏宇 韩善彪 袁之伦 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2015年第3期170-175,共6页
我国国家标准规定,运行核电厂在流出物放射性排放量统计中,对低于探测限的相关测量结果应通过实验分析进行合理估算,确实无法估算的,在排放量统计时按探测限的1/2取值。现有运行核电厂均采取了这种取值方法。针对合理估算低水平放射性... 我国国家标准规定,运行核电厂在流出物放射性排放量统计中,对低于探测限的相关测量结果应通过实验分析进行合理估算,确实无法估算的,在排放量统计时按探测限的1/2取值。现有运行核电厂均采取了这种取值方法。针对合理估算低水平放射性核素含量问题,国家核与辐射安全监管部门组织运行核电厂以降低低水平放射性核素探测限方式开展了实验研究。实验结果显示,实验研究中探测限降低幅度达到常规监测探测限的1/20~1/2时,常规未检出的放射性核素仍未检出,常规监测检测出的少量低水平放射性核素检出率略有增加,检出值均略高于探测限。 展开更多
关键词 核电厂 流出物 低水平放射性核素 排放量统计 实验
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核电厂操纵员认知行为失误分析 被引量:7
10
作者 何旭洪 赵炳全 陈豫龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第6期556-560,共5页
核电厂是一个集机械、电子、自动控制的复杂人机系统 ,它要求操纵员具有良好的认知能力 ,能够进行正确的分析和操作。文章对操纵员在核电厂事故状态下的认知行为进行探讨。将认知行为过程分为 5个阶段 ,并应用认知行为模型对操纵员认知... 核电厂是一个集机械、电子、自动控制的复杂人机系统 ,它要求操纵员具有良好的认知能力 ,能够进行正确的分析和操作。文章对操纵员在核电厂事故状态下的认知行为进行探讨。将认知行为过程分为 5个阶段 ,并应用认知行为模型对操纵员认知过程中的失误情况进行了分析 ,得到操纵员发生认知失误的阶段和根源 。 展开更多
关键词 核电厂 操纵员 认知过程 认知失误 失误分析 安全 事故 认知行为模型 认知能力
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核电厂操纵员心理特质分析及评价研究 被引量:5
11
作者 何旭洪 陈豫龙 赵炳全 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第3期246-249,共4页
基于国内外有关心理特质定量研究 ,提出了一套完整的程序和方法 ,来获取核电厂操纵员全面的心理特质定量数据及利用这些定量数据来评价操纵员的行为。利用此程序和方法 ,对我国核电厂操纵员的心理特质和行为评价进行了初步研究 。
关键词 核电厂 操纵员 心理特质 行为评价 行为绩效 安全心理学
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核电厂操纵员职业适宜性研究 被引量:9
12
作者 何旭洪 高佳 黄祥瑞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第3期321-325,共5页
文章涉及核电厂操纵员的工作任务分析和核电厂事故中相关人误分析的结果。从人机工程学原理出发,提出了包括认知、人格特质、心理健康三个方面的核电厂操纵员职业适宜性心理测评系统,并讨论了该系统的应用方式以及重要性。
关键词 核电厂操纵员 职业适宜性 心理测评
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核电站离心式上充泵多工况水力设计 被引量:23
13
作者 袁寿其 付强 朱荣生 《排灌机械工程学报》 EI 2010年第3期185-189,共5页
离心式上充泵为多级双壳体结构,根据核电站系统要求,其水力性能需同时满足5个工况点.为实现上充泵多工况水力设计,在系统总结离心泵非设计工况研究进展的基础上,提出了多种叶轮水力设计方案优化组合与叶轮多工况水力设计相结合的技术,... 离心式上充泵为多级双壳体结构,根据核电站系统要求,其水力性能需同时满足5个工况点.为实现上充泵多工况水力设计,在系统总结离心泵非设计工况研究进展的基础上,提出了多种叶轮水力设计方案优化组合与叶轮多工况水力设计相结合的技术,并进行了上充泵多工况水力设计实践.利用多级离心泵叶轮组合原则对上充泵所要求的多工况点进行拆分,得到不同叶轮性能曲线优化组合设计方案,分别进行首级叶轮、2-4级叶轮和5-12级叶轮水力设计.按照设计方案制造4级泵样机(转速2 950 r/min),并进行性能试验.试验结果换算到4 500 r/min与规定值对比表明,有4个工况点满足要求,大于规定值2.6%;仅最大流量工况扬程偏低,低于规定值11.8%,实现了多工况水力设计目的. 展开更多
关键词 核电站 离心泵 上充泵 离心式上充泵 多工况水力设计
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压水堆堆芯核设计软件包TORCH V2.0的验证与确认 被引量:4
14
作者 张斌 李庆 +7 位作者 蔡云 刘琨 秦雪 王诗倩 吉文浩 郭锐 赵晨 彭星杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2415-2421,共7页
TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电... TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电厂部分循环启动物理试验数据及核电厂运行数据对TORCH V2.0软件包进行验证与确认研究,对比的主要参数包括启动物理试验中的临界硼浓度、控制棒积分价值、硼微分价值及等温温度系数和核电厂运行过程中的临界硼浓度、组件径向功率、热点因子及焓升因子。数值结果表明:针对主流的方形栅格压水堆核电厂,TORCH V2.0软件包具有可靠的压水堆堆芯计算能力;对于启动物理试验和电厂运行过程中的主要参数,TORCH V2.0软件包具有较高计算精度,符合堆芯核设计验收准则。 展开更多
关键词 堆芯核设计 启动物理试验 核电厂运行数据 验证与确认
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基于应急运行的核动力装置一回路小破口失水事故 被引量:4
15
作者 王少明 章德 +1 位作者 王元 郝建立 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2009年第4期65-70,共6页
针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义。选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响。结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以... 针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义。选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响。结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以保证反应堆在一定时间内实现应急运行,并且在一定条件下通过降功率可以延长运行时间。 展开更多
关键词 核动力装置 SBLOCA 应急运行安全
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汽水分离器性能试验研究 被引量:8
16
作者 路铭超 李亚洲 熊珍琴 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第1期76-80,共5页
在常温常压条件下对2个简化试验件进行了空气-水混合物的两相可视化分离试验研究.通过改变入口空气流量、入口水体积分数以及入口液滴粒径等条件,测量并获得试验件的汽水分离效率以及阻力曲线.结果表明:2个试验件的内筒内壁均形成明显水... 在常温常压条件下对2个简化试验件进行了空气-水混合物的两相可视化分离试验研究.通过改变入口空气流量、入口水体积分数以及入口液滴粒径等条件,测量并获得试验件的汽水分离效率以及阻力曲线.结果表明:2个试验件的内筒内壁均形成明显水膜,在各试验工况下分离效果良好;带有切向口的试验件2的分离水在切向出口和下降通道中的分布受入口空气流量和水流量的影响较大;试验件2的总阻力及旋叶阻力均大于试验件1的;入口液滴粒径对分离效率无显著影响. 展开更多
关键词 核电厂 汽水分离器 分离效率 性能试验 压降
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核电厂安全运行对策研究 被引量:4
17
作者 朱继洲 单建强 王学容 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2001年第1期15-20,共6页
以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。
关键词 核电厂 安全运行 非能动安全 先进反应堆 设计 操作人员 安全文化 安全培训
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我国核电厂数字化仪控系统相关运行事件分析 被引量:7
18
作者 齐媛 张浩 +3 位作者 孙树海 杨丽丽 郑丽馨 张玮 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第10期1075-1080,共6页
从事件原因和事件后果两个方面分析了我国核电厂发生的25起数字化仪控系统相关运行事件,找出了安全级和非安全级数字化仪控系统存在的问题,总结了我国核电厂数字化仪控系统的运行情况,并提出了需要关注和进一步改进的方面,为后续新建核... 从事件原因和事件后果两个方面分析了我国核电厂发生的25起数字化仪控系统相关运行事件,找出了安全级和非安全级数字化仪控系统存在的问题,总结了我国核电厂数字化仪控系统的运行情况,并提出了需要关注和进一步改进的方面,为后续新建核电厂提供借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 数字化仪控系统 运行事件
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核电站冷却水循环泵模型试验 被引量:4
19
作者 朱荣生 管荣国 +2 位作者 附强 欧鸣雄 李继忠 《排灌机械》 2008年第2期49-52,共4页
介绍了按照核电站冷却水循环泵的技术要求开发的核电站冷却水循环泵模型,给出了其结构方案;运用CFD方法设计开发了优秀的水力模型,并通过模型泵进行了验证测试;简要介绍了用于测试水力损失和观测流态的冷却水循环泵进水流道设计试验装置... 介绍了按照核电站冷却水循环泵的技术要求开发的核电站冷却水循环泵模型,给出了其结构方案;运用CFD方法设计开发了优秀的水力模型,并通过模型泵进行了验证测试;简要介绍了用于测试水力损失和观测流态的冷却水循环泵进水流道设计试验装置.验证测试的结果表明,该泵额定点效率达92%且高效区范围宽;泵运行噪声小,运行平稳;在额定工况点,设计的肘型进水流道水力损失小,仅为0.273 m.该水力模型的综合指标达到了同类泵的先进水平,因此,我国核电站冷却水循环泵可实现国产化. 展开更多
关键词 循环泵 核电站 模型 试验 国产化
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核电站计算机化规程显示技术分析 被引量:6
20
作者 刘飞 张志俭 彭敏俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2007年第2期120-125,共6页
分析了传统规程的缺点,详细介绍了核电站计算机化规程显示的特征,强调了计算机化规程系统评估的重要性,主要对操纵员的任务、规程的显示格式、人机界面的改进进行了说明。合理的运用人为因素知识、指导和技术能避免许多与计算机化规程... 分析了传统规程的缺点,详细介绍了核电站计算机化规程显示的特征,强调了计算机化规程系统评估的重要性,主要对操纵员的任务、规程的显示格式、人机界面的改进进行了说明。合理的运用人为因素知识、指导和技术能避免许多与计算机化规程相关的潜在缺陷。对计算机化规程系统的评估措施将促进操纵员支持系统的发展,得到的经验和教训也适用于其他电站支持系统。 展开更多
关键词 核电站 操作规程 计算机化规程
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