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Evaluation of protective quality of prestressed concrete containment buildings of nuclear power plants
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作者 郑砚国 李惠强 《Journal of Central South University》 SCIE EI CAS 2011年第1期238-243,共6页
The permeability and sorptivity properties of the two prestressed concrete containment buildings (PCCBs) of a nuclear power plant in South China, which had been under operation for 5 years, were measured by using th... The permeability and sorptivity properties of the two prestressed concrete containment buildings (PCCBs) of a nuclear power plant in South China, which had been under operation for 5 years, were measured by using the autoclam permeability system. The air permeability, sorptivity and water permeability indexes of No.1 PCCB are smaller than or equal to 0.11 ln(102 Pa)/min, 0.98×10 ^7 m3/minl/2 and 1.93×10 ^7 m3/min1/2, respectively, and the air permeability, sorptivity and water permeability indexes of No.2 PCCB are smaller than or equal to 0.17 In(102 Pa)/min, 1.6×10 ^7 m3/min1/2 and 4.43 ×10 ^7 m3/min1/2, respectively. Based on the criteria for evaluating the protective quality of concrete structures in terms of their permeability and sorptivity properties, proposed by the research organization of the autoclam permeability system, the protective quality of No. 1 PCCB is still in very good grade and that of No.2 PCCB is not in very good grade but in good grade, and the in-service inspection of the protective quality of No.2 PCCB should be strengthened in the future. 展开更多
关键词 nuclear power plant prestressed concrete containment building permeability properties sorptivity properties
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Research on Verification Method of Motor Startups in Nuclear Power Plants Based on Topology Recognition
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作者 Li Baozhu Dong Weijie Chen Chao 《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2024年第12期2813-2823,共11页
There are many motors in operation or on standby in nuclear power plants,and the startup of group motors will have a great impact on the voltage of the emergency bus.At present,there is no special or inexpensive softw... There are many motors in operation or on standby in nuclear power plants,and the startup of group motors will have a great impact on the voltage of the emergency bus.At present,there is no special or inexpensive software to solve this problem,and the experience of engineers is not accurate enough.Therefore,this paper developed a method and system for the startup calculation of group motors in nuclear power plants and proposed an automatic generation method of circuit topology in nuclear power plants.Each component in the topology was given its unique number,and the component class could be constructed according to its type and upper and lower connections.The subordination and topology relationship of switches,buses,and motors could be quickly generated by the program according to the component class,and the simplified direct power flow algorithm was used to calculate the power flow for the startup of group motors according to the above relationship.Then,whether the bus voltage is in the safe range and whether the voltage exceeds the limit during the startup of the group motor could be judged.The practical example was used to verify the effectiveness of the method.Compared with other professional software,the method has high efficiency and low cost. 展开更多
关键词 power supply for nuclear power plant automatic topology recognition startup of group motor simplified direct power flow algorithm verification method
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Review of wastewater treatment technologies,soil and water conservation measures in nuclear power plants,and inspirations to Fukushima accident
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作者 WANG Chu NIU Jianzhi +2 位作者 LUN Xiaoxiu ZHANG Linus BERNDTSSON Ronny 《中国水土保持科学》 CSCD 北大核心 2024年第6期10-28,193-200,共27页
[Background]The previous studies suggest that radioactive elements like Cs and Sr may adversely affect marine ecosystems and the fishing industry.Traditional treatment systems for radioactive wastewater like the Advan... [Background]The previous studies suggest that radioactive elements like Cs and Sr may adversely affect marine ecosystems and the fishing industry.Traditional treatment systems for radioactive wastewater like the Advanced Liquid Processing System(ALPS)and Kurion have faced challenges in limiting concentration and achieving safety criteria.Studies suggest potential long-term impacts on benthic organisms and seafood networks due to radioactive elements like Cs and Sr from the discharged radioactive wastewater,which may hinder post-disaster recovery and provoke economic losses in the fishing industry both domestically and internationally.A series of studies indicate that there are issues of Cs and Sr pollution migration in soil and water conservation in Fukushima.[Methods]To provide feasible solutions,the main article includes five nuclear wastewater treatment technologies,and soil and water conservation measures for different media(water and soil)were evaluated through reviewing the previous fifteen years'articles.To provide feasible solutions,the main articles,the phytoextraction technologies in Cs and Sr treatment within different land use areas were wildly analyzed(Camellia japonica,Arabidopsis halleri and other local species).[Results]1)A 99.9%removal rate for Cs^(+)and 99.5%for Sr^(2+)was achieved by the KFe[Fe(CN)_(6)]and BaSO_(4)co-precipitation method.2)For membrane filtration,Sr^(2+)and Cs^(+)were removed using metal-organic framework(MOF/graphene oxide)and ion exchange techniques using inorganic materials like titanosilicates.The absorption efficiency of membrane filtration for Sr^(2+)and Cs^(+)was at least 92%and 94%,respectively.The study analyzed soil and water conservation technologies in different land uses,river basins and catchments.3)The underground water treatment mainly were completed via the membrance technologies like reverse osmosis and Permeable Reactive Barriers(PRB)technologies.The ^(90) Sr concentration decreased 77%-91%compared to the initial concentration by PRB technology.These diverse methods offered effective strategies for radioactive wastewater treatment,especially the co-precipitation method may be feasible remediation measures to ensure ecological safety surrounding nuclear power utilizing areas.Soil and water conservation measures for soil pollution treatment mainly focused on the use of stabilizers to hinder the migration of Cs and Sr in the soil and the effects of wind erosion such as interpolyelectrolyte complexes.[Conclusions]We evaluated the pollution of Cs and Sr in the Fukushima nuclear radiation soil and water to provide solutions for the treatment of nuclear wastewater and to prevent radionuclide pollutants from migrating into the soil and water. 展开更多
关键词 Fukushima nuclear power accident nuclear wastewater treatment environmental strategy soil and water conservation technologies
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空间核动力燃料发展趋势与研究进展 被引量:1
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作者 吴学志 魏国良 +3 位作者 郭骁 屈哲昊 王轩 任劲如 《材料导报》 北大核心 2025年第5期109-114,共6页
空间核动力是未来实现深空探测和载物运输的关键技术之一,空间核动力具有工作寿命长、机动性能好和受太空环境影响小的特点,是空间环境中可提供能量的优质能源。核燃料是空间核动力反应堆的核心部件,处于长时、高温和强辐射的服役环境,... 空间核动力是未来实现深空探测和载物运输的关键技术之一,空间核动力具有工作寿命长、机动性能好和受太空环境影响小的特点,是空间环境中可提供能量的优质能源。核燃料是空间核动力反应堆的核心部件,处于长时、高温和强辐射的服役环境,是影响空间核反应堆能否高效稳定运行的关键材料,与传统压水堆UO_(2)燃料存在较大不同。本文综述了以空间核电源与核推进为代表的空间核动力反应堆燃料的发展趋势与研究进展,对比分析了不同空间核动力系统燃料体系的区别,从燃料设计、工艺制备、性能分析与服役评价等方面系统阐述了影响空间核动力燃料应用的关键问题,提出了未来我国空间核动力燃料的技术方向与研究重点,为我国先进空间核动力反应堆燃料的优化设计与性能提升提供支持。 展开更多
关键词 空间核动力 反应堆 燃料 核电源 核推进
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新型蚁群算法规划核电厂巡检机器人路径 被引量:2
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作者 朱翠 罗宇豪 +1 位作者 王占刚 戴娟 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第1期107-115,共9页
为了使核电厂巡检机器人更加高效地完成巡检任务,本文提出一种改进的蚁群算法进行路径规划。针对基本蚁群算法在路径规划当中存在拐点多、收敛速度慢、易陷入局部最优的问题,首先利用A~*算法构建次优路径并调整初始信息素浓度。然后,构... 为了使核电厂巡检机器人更加高效地完成巡检任务,本文提出一种改进的蚁群算法进行路径规划。针对基本蚁群算法在路径规划当中存在拐点多、收敛速度慢、易陷入局部最优的问题,首先利用A~*算法构建次优路径并调整初始信息素浓度。然后,构建方向性函数以减少路径的拐弯次数。在搜索过程中,蚂蚁若发生死锁,极易导致算法陷入局部最优。为此,本文提出了防止死锁的策略,并将蚁群算法与遗传算法相结合,以提高算法的全局搜索能力。实验结果表明,本算法能够高效地规划出距离更短、更平滑的路径,对于核电厂巡检机器人高效完成巡检任务、延长单次巡检时间、减少巡检机器人磨损等具有重要意义。 展开更多
关键词 蚁群算法 核电厂 巡检机器人 路径规划
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空间堆技术发展分析与展望
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作者 赵守智 解家春 +4 位作者 吕征 高峰 安伟健 侯丞 霍红磊 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2084-2111,共28页
空间堆技术作为一种重要的空间能源技术,具有独特的优势,在空间领域具有广阔的应用前景。本文概述了空间核能的分类体系,介绍了各种空间电源及空间推进技术的特点及基本性能,分析了空间堆电源相较于其他电源的性能优势。简述了美俄在空... 空间堆技术作为一种重要的空间能源技术,具有独特的优势,在空间领域具有广阔的应用前景。本文概述了空间核能的分类体系,介绍了各种空间电源及空间推进技术的特点及基本性能,分析了空间堆电源相较于其他电源的性能优势。简述了美俄在空间堆电源及核热推进领域的发展历程。概括了各种空间堆电源及核热推进技术方案的特点及适用范围,结合具体案例,分析介绍了其技术方案及主要技术参数。对空间堆技术涉及的关键技术进行了详细分析,包括高温紧凑反应堆设计、高效率热电转换、辐射防护优化等。分析总结了空间堆技术的发展趋势,并对其在地球轨道空间、月面科研站、火星探测、木星系统探测、深远空探测及危险天体防御等领域的应用需求及前景进行了展望。空间堆技术在满足未来空间任务方面具有不可替代的作用,其持续发展将对人类开发太空资源、探索浩瀚宇宙产生深远影响。 展开更多
关键词 空间电源 空间核能 空间核动力 空间堆 空间堆电源 核热推进 核电推进
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基于卫星遥感的秦山核电周边海域温度分布研究
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作者 石海岗 梁春利 +5 位作者 薛庆 张恩 章新益 张建永 张春雷 程旭 《自然资源遥感》 北大核心 2025年第1期152-160,共9页
以秦山核电周边海域为研究对象,利用Landsat系列热红外遥感数据,研究秦山核电周边海域的温度分布情况。结果显示,温度反演结果与海上测温数据具有强相关性,反演结果可靠;秦山核电运行前,周边海域温度较为均匀,除自然增温外,无明显温度... 以秦山核电周边海域为研究对象,利用Landsat系列热红外遥感数据,研究秦山核电周边海域的温度分布情况。结果显示,温度反演结果与海上测温数据具有强相关性,反演结果可靠;秦山核电运行前,周边海域温度较为均匀,除自然增温外,无明显温度分异现象,沿岸南北方向上海域温度几乎无变化,东西方向存在较小的温度梯度,离岸10 km范围内温度变化不超过0.6℃;核电运行后,周边海域呈现水温分异现象,温排水分布特征与潮汐和季节密切相关,同季节落潮时刻的温升范围总体要大于涨潮,同潮态夏季温升分布总体大于冬季;某厂取水口处表层海水在涨潮时刻存在1.0℃以上温升。Landsat系列数据基本满足秦山核电周边海域温度分布研究需求,针对特定潮态温排水分布可开展航空遥感监测。 展开更多
关键词 秦山核电 温排水 温度反演 遥感监测 潮汐
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浅析核电厂流出物排放的浓度控制管理要求
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作者 黄彦君 上官志洪 +1 位作者 赵锋 张晓峰 《辐射防护》 北大核心 2025年第1期12-20,共9页
浓度控制是核电厂流出物排放管理的主要手段之一。本文分析了核电厂流出物排放浓度控制的内容及要求,研究对比了国内外核电厂流出物浓度控制的法规要求及实践,提出进一步完善浓度控制管理手段的建议。
关键词 核电厂 流出物 浓度控制
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基于MATLAB/Simulink的核电机组给水加热系统仿真建模与特性分析
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作者 刘俊峰 陈权 +6 位作者 王鹏飞 黄嘉驷 马晓珑 董雷 周海华 刘卫军 王硕 《核科学与工程》 北大核心 2025年第5期978-986,共9页
针对核电机组采用的给水加热系统,基于MATLAB/Simulink构建了由除氧器、低压加热器和高压加热器组成的核电机组给水加热模型,并选取高温气冷堆核电站机组负荷的30%、50%和100%3个运行工况计算值与设计值进行比较。结果表明:机组各种运... 针对核电机组采用的给水加热系统,基于MATLAB/Simulink构建了由除氧器、低压加热器和高压加热器组成的核电机组给水加热模型,并选取高温气冷堆核电站机组负荷的30%、50%和100%3个运行工况计算值与设计值进行比较。结果表明:机组各种运行工况下给水加热系统关键参数的稳态响应结果与热平衡设计值吻合良好,最大误差小于1%,满足计算精度要求,证明所开发核电机组给水加热系统仿真软件的准确性。基于所开发的仿真模型验证了给水加热系统在机组线性功率变化和停机不停堆瞬态运行工况下动态特性满足运行规范要求。研究结果可应用于新型核电机组给水加热系统的热力系统设计。 展开更多
关键词 核电机组 给水加热系统 仿真建模 动态特性
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我国核能系统生命周期的温室气体排放研究
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作者 姜子英 刘森林 +3 位作者 龙腾 夏芸 衣英华 张燕齐 《气候变化研究进展》 北大核心 2025年第3期364-372,共9页
采用生命周期分析(LCA)方法,基于我国核能产业代表性设施和典型技术工艺,调查一批新的基础数据和评价参数,计算现阶段核能系统生命周期的温室气体归一化排放量,结果为5.31 g CO_(2)/(kW.h),其中核电站占27%、核燃料循环设施占73%(前段占... 采用生命周期分析(LCA)方法,基于我国核能产业代表性设施和典型技术工艺,调查一批新的基础数据和评价参数,计算现阶段核能系统生命周期的温室气体归一化排放量,结果为5.31 g CO_(2)/(kW.h),其中核电站占27%、核燃料循环设施占73%(前段占41%、后段占32%)。“碳中和”目标下核能系统有进一步“脱碳”的愿景,建议加强核燃料循环设施减碳路径的顶层设计研究,废弃物资源循环利用等减碳技术路径研究,逐步完善核能产业链的碳足迹核算技术体系。 展开更多
关键词 核能系统 核电 生命周期 温室气体排放
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基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究
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作者 李天涯 刘同先 +6 位作者 陈亮 王晨琳 何彩云 吴昱玖 蔡云 廖鸿宽 肖鹏 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期30-35,共6页
在核电厂中,燃料组件价格昂贵,往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此,如何在满足电力系统能量需求的前提下,提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本,是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料... 在核电厂中,燃料组件价格昂贵,往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此,如何在满足电力系统能量需求的前提下,提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本,是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法,针对24个月换料周期机组,建立一个浅燃耗燃料组件数据库,然后,从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件,最后,评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件,将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率,降低单位能量成本,从而提高核电厂的经济性。 展开更多
关键词 群堆管理 长周期堆芯燃料管理 核电厂
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核电厂立式圆柱储罐动态特性分析方法研究
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作者 沈睿 陈孟 +1 位作者 陶宏新 黄庆 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期75-82,共8页
基于HOUSNER理论和流固耦合相互作用理论对大型立式圆柱储罐的动态特性展开研究。采用ANSYS有限元软件Fluid80单元建立流固耦合有限元模型,并采用Reduced法进行模态分析,对典型低矮型和细高型锚固储罐在1/4、1/2、3/4和设计装液量H下的... 基于HOUSNER理论和流固耦合相互作用理论对大型立式圆柱储罐的动态特性展开研究。采用ANSYS有限元软件Fluid80单元建立流固耦合有限元模型,并采用Reduced法进行模态分析,对典型低矮型和细高型锚固储罐在1/4、1/2、3/4和设计装液量H下的动态特性进行研究,并对两种模型得出的液面第一阶晃动频率和储罐系统第一阶主振形频率进行对比分析。通过对比基于HOUSNER理论的模型和流固耦合模型的计算结果,对HOUSNER理论公式进行修正,计算结果表明,本文提出的基于HOUSNER理论的修正模型与流固耦合模型计算结果更加接近,本文提出的HOUSENER理论修正模型所预测的储罐第一阶主振形频率最大误差比HOUSENER理论模型降低7.41%,改进了HOUSNER理论公式的不保守性,为核电厂大型储罐的抗震设计提供参考。 展开更多
关键词 立式圆柱储罐 模态分析 流固耦合 动态特性 核电厂
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核电厂流出物排放量限值与功率相关性分析
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作者 黄彦君 赵锋 上官志洪 《辐射防护》 北大核心 2025年第6期558-563,共6页
流出物排放量控制是核电厂环境辐射防护的主要工作内容,国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2011)提出了单台3000 MWt功率机组的排放量控制值,并明确了对其他功率的反应堆的排放量控制值应做适当调整。目前我国核电多种堆型... 流出物排放量控制是核电厂环境辐射防护的主要工作内容,国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2011)提出了单台3000 MWt功率机组的排放量控制值,并明确了对其他功率的反应堆的排放量控制值应做适当调整。目前我国核电多种堆型、多种技术、多类标准、多国引进的局面并存,核电机组的热功率差异很大,如何确定其排放量控制值是核电厂环境辐射防护管理工作中关注的焦点。本文收集国内核电厂流出物排放量申请值、国内外的流出物实际排放量与设计功率与发电量等数据,开展相关性分析,研究提出按功率对排放量控制值进行调整的方法和建议,为推动我国核电厂流出物排放的标准化管理提供参考借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 流出物 排放量控制值 相关性分析
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核电厂核应急最小值守机构建立和维持的方法
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作者 赵锋 王海峰 +4 位作者 曹红军 曹启玥 殷煜皓 蔺鹏 方闻韬 《辐射防护》 北大核心 2025年第6期630-637,共8页
国内核电厂虽然按照相关标准、导则建立了核应急值守机构(DERO),但因导则未细化最小值守机构要求,导致不同核电厂之间最小值守机构配置和规模差异很大。通过调研核电厂应急值守机构现状,基于典型事故分类分析与评估结果,深化对不同阶段... 国内核电厂虽然按照相关标准、导则建立了核应急值守机构(DERO),但因导则未细化最小值守机构要求,导致不同核电厂之间最小值守机构配置和规模差异很大。通过调研核电厂应急值守机构现状,基于典型事故分类分析与评估结果,深化对不同阶段最小应急值守的理解,按“当值”“限时”和“其他”三类人员确定最小应急值守人员要求,分析了最小应急值守机构的值守安排、核查、保障及优化方法,建立了通用的最小应急值守机构制定方法与流程,提出双机组厂址最小应急值守机构的设置原则、岗位与人员构成,给出了通用的最小应急值守机构的量化准则和双机组厂址最小应急值守机构建议,为核电厂制定核应急值守方案提供了技术参考。 展开更多
关键词 核电厂 核应急 最小值守机构
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压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发
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作者 沈睿 刘畅 +1 位作者 唐力晨 王秉熙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期151-159,共9页
对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此... 对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 SA-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型
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海阳核电站温排水对水域游泳生物群落结构的影响
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作者 李忠义 王蕾 +1 位作者 王志杨 韩青鹏 《广东海洋大学学报》 北大核心 2025年第4期51-59,共9页
【目的】分析核电厂温排水影响水域的渔业资源群落结构特征,解析温排水对渔业资源分布的生态效应,为全面研究温排水对生态系统的影响提供科学依据。【方法】调查海阳核电站15个调查站位表底层海水温度,对温排水影响水域进行温度分区,通... 【目的】分析核电厂温排水影响水域的渔业资源群落结构特征,解析温排水对渔业资源分布的生态效应,为全面研究温排水对生态系统的影响提供科学依据。【方法】调查海阳核电站15个调查站位表底层海水温度,对温排水影响水域进行温度分区,通过拖网采样和生态适应性分析,剖析增温区游泳生物的种类组成、栖息水层、适温性及资源量,对比增温区群落结构组成差异。【结果】多维尺度分析标序显示,温排水影响水域春季划分为高增温区、中增温区、低增温区等3个增温区,夏季划分为高增温区、中增温区、低增温区和最低增温区等4个增温区;春、夏季分别以中增温区、低增温区生物种类数最多,为40种和41种;两季水温均未超过30℃,各增温区均以底层种和暖温种占优。最高质量渔获率与数量渔获率春季均出现在中增温区,夏季均在高增温区,而最低质量渔获率与数量渔获率均在低增温区,质量渔获率与数量渔获率的两季最大差幅分别为95.50%和63.17%,及103.99%和122.16%,且都以暖温种为主。Wilcoxon检验显示,两季各增温区间质量或数量渔获率均存在显著差异(P<0.05),两季增温区渔获率两两间方差不齐,表明个别增温区存在渔获率极端异常值;春、夏季各增温区底层生物渔获率占比居绝对优势,为83.65%~99.14%,及72.19%~96.71%。相似性分析表明,春季各增温区间种类质量渔获率差异显著(R=0.26,P=0.04),而夏季不显著(R=0.23,P=0.09);相似性百分比显示,两季区间差异大于区内差异,差异贡献种主要为底层种且种类各异。【结论】海阳核电站温排水影响水域各增温区间渔获率存在显著差异,生物种类数与资源量均以暖温种为主;各适温种分布部分匹配物种对水温变化的生态适应性差异,通常是适温范围两端生物相对遵循温度适应规律,中间生物变动大;各增温区间种类组成差异主要由高资源占比的底层生物驱动。 展开更多
关键词 核电站 温度 群落结构 底层种 暖水种
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核电厂放射性废油中^(55)Fe的测量方法
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作者 马莉娜 范富有 +2 位作者 邱向平 王路生 戴雄新 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期66-73,共8页
为对核电厂放射性废油进行安全评价,需要测量其中的关键放射性核素^(55)Fe的活度。本工作建立了一种用液体闪烁计数器测量核电厂废油样品中^(55)Fe的方法。具体方法为:先用9 mol/L HCl反萃取废油样品中的^(55)Fe,再通过AGMP-1阴离子交... 为对核电厂放射性废油进行安全评价,需要测量其中的关键放射性核素^(55)Fe的活度。本工作建立了一种用液体闪烁计数器测量核电厂废油样品中^(55)Fe的方法。具体方法为:先用9 mol/L HCl反萃取废油样品中的^(55)Fe,再通过AGMP-1阴离子交换树脂柱分离纯化反萃取液,用X射线荧光光谱分析仪测量放化流程的回收率,用液体闪烁计数器测量活度。测量结果表明:铁的平均回收率为71%±3%,潜在干扰核素^(63)Ni、^(54)Mn、^(51)Cr的去污因子均大于10~5,^(60)Co的去污因子为5651。液体闪烁计数器测量1 h,^(55)Fe的最低检测限为0.02 Bq/g,用加标样品对方法进行检验,预期值与测量值的相对偏差在-2.9%^(6).0%范围内。此外,筛选了适合^(55)Fe测量的最优闪烁液,并建立了^(55)Fe和^(59)Fe双核素液闪图谱解析方法。该方法能快速、准确测量核电厂放射性废油中的^(55)Fe。 展开更多
关键词 核电厂 放射性废油 ^(55)Fe ^(59)Fe 液体闪烁计数器
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安全壳打压试验可燃气体富集规律研究及火灾监测系统的开发与应用
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作者 褚英杰 吴江涛 魏龙玮 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期442-448,共7页
安全壳打压试验是验证安全壳整体密封性的重要手段,然而试验期间安全壳内富氧环境使得火灾风险急剧增加。为有效控制试验期间火灾风险,以安全壳内可燃气体为研究对象,采用数值模拟的方法对可燃气体迁移和富集规律进行研究,研究结果表明... 安全壳打压试验是验证安全壳整体密封性的重要手段,然而试验期间安全壳内富氧环境使得火灾风险急剧增加。为有效控制试验期间火灾风险,以安全壳内可燃气体为研究对象,采用数值模拟的方法对可燃气体迁移和富集规律进行研究,研究结果表明:保压阶段安全壳上部空间靠近壳壁的区域其温度和浓度都较高,是试验期间需要重点关注的火灾风险区域。基于上述研究,开发了安全壳打压试验红外热成像监测系统,实现了打压试验中整体区域温度的监控,优化了红外成像探头的布置,提高了系统对火灾风险的响应速度和准确性,并成功应用于某核电厂大修中,增强了试验期间对火灾风险的控制能力。 展开更多
关键词 核电厂安全壳 打压试验 可燃气体 富集规律 红外成像 火灾监测
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多电缆出线精细化建模及复杂工况接地电流计算
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作者 李吉生 顾小龙 +4 位作者 余银辉 梁霄 郑智慧 邓冶强 王羽 《高压电器》 北大核心 2025年第6期181-190,共10页
核电站中压厂用电系统包含各种型式电缆,数量高达数百根,涉及范围广,运行环境复杂,系统发生单相接地故障概率高,大量电缆的投入会使得系统电容电流超过标准,引起厂用电系统绝缘故障甚至是弧光接地。核电厂中压厂用电系统运行工况高达数... 核电站中压厂用电系统包含各种型式电缆,数量高达数百根,涉及范围广,运行环境复杂,系统发生单相接地故障概率高,大量电缆的投入会使得系统电容电流超过标准,引起厂用电系统绝缘故障甚至是弧光接地。核电厂中压厂用电系统运行工况高达数百种,实际中并不能针对所有工况进行接地电流试验测试。首先,文中根据国内某核电站厂用电系统接线图,搭建电缆数量超过600条的多电缆出线的精细化接地电流仿真计算模型,电缆电容仿真计算值与实测值的误差最大为5.5%,基于此模型计算中压厂用电系统数百种工况下的接地电流以及系统过电压,得到接地电流超过标准的运行工况,可用于指导实际核电站运行工作。其次,对接地电流超标的运行工况进行真型试验测量,并和仿真计算结果进行对比验证,其中金属性接地最大误差不超过4%,高阻接地最大误差不超过12%。最后,对接地电流超标的运行工况提出抑制措施,为核电站厂用电系统的电缆维护与安全运行提供参考。 展开更多
关键词 核电站 厂用电系统 接地电流 电缆绝缘故障 真型试验
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法国技术选择中的国家认同与国际传播:从美国核能到中国5G
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作者 吴璟薇 阎庆宜 《暨南学报(哲学社会科学版)》 北大核心 2025年第6期156-172,共17页
“二战”以降,法国的国家技术实践和其“现代性”紧密联系,并与其民族国家身份相互建构,塑造了独特的技术政治体系。本文在“技术-国家认同-政治”的互动分析框架下,聚焦法国在不同时期的两次关键技术选择——对美国核能和中国5G技术的... “二战”以降,法国的国家技术实践和其“现代性”紧密联系,并与其民族国家身份相互建构,塑造了独特的技术政治体系。本文在“技术-国家认同-政治”的互动分析框架下,聚焦法国在不同时期的两次关键技术选择——对美国核能和中国5G技术的采纳,探索法国技术政治体系的建构及流变过程。通过历史比较研究法,揭示了法国技术政治身份的形成和演变,同时探讨了技术系统与幕后权力结构之间的复杂动态。研究认为,中国在法国及欧洲的5G叙事需融合技术的地缘政治属性,借鉴美国核能的技术政治叙事策略,建构数字思维下的中欧5G地缘政治新叙事及实践。 展开更多
关键词 法国 技术选择 国家认同 核能 5G 国际传播
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