期刊文献+
共找到78篇文章
< 1 2 4 >
每页显示 20 50 100
压水堆核电机组给水流量控制优化 被引量:1
1
作者 何朝均 《兵工自动化》 北大核心 2024年第12期23-25,共3页
针对难以适应压水堆核电机组复杂的工作环境、给水流量控制不稳定、难以实现精确调节的问题,提出一种基于非线性状态广义预测的压水堆核电机组给水流量控制方法。利用差压式流量计采集给水流量历史数据,以此为依据,利用非线性状态广义... 针对难以适应压水堆核电机组复杂的工作环境、给水流量控制不稳定、难以实现精确调节的问题,提出一种基于非线性状态广义预测的压水堆核电机组给水流量控制方法。利用差压式流量计采集给水流量历史数据,以此为依据,利用非线性状态广义预测模型,预测未来时刻给水流量,根据预测结果与当下时刻采集结果之间的误差为输入,计算误差补偿量,通过控制器控制律,实现压水堆核电机组给水流量控制。结果表明:该方法能够在不确定的环境中高效地实现控制给水流量,控制偏差相对更小,控制性能更好。 展开更多
关键词 非线性状态广义预测 压水堆核电机组 给水流量控制方法
在线阅读 下载PDF
压水堆核电厂辐射防护设计平台的开发及应用
2
作者 吕炜枫 魏欣南 +2 位作者 李云飞 熊军 刘杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期53-59,85,共8页
基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计... 基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计项目对辐射防护设计平台进行了测试验证。 展开更多
关键词 辐射防护 设计平台 压水堆核电厂
在线阅读 下载PDF
聚丙烯酸对蒸汽发生器二次侧泥渣颗粒的分散效果
3
作者 刘佳露 王骏 +8 位作者 但体纯 杨顺龙 赖宏宇 邓清泉 吴申奥 操容 肖调兵 陈银强 桂春 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第9期80-84,共5页
压水堆核电站蒸汽发生器(SG)二次侧泥渣颗粒主要成分为铁氧化物,采用静态沉降试验考察了分散剂聚丙烯酸(PAA)对Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)铁氧化物颗粒的分散效果。结果表明:PAA明显减缓了Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)颗粒的沉降速率,其对... 压水堆核电站蒸汽发生器(SG)二次侧泥渣颗粒主要成分为铁氧化物,采用静态沉降试验考察了分散剂聚丙烯酸(PAA)对Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)铁氧化物颗粒的分散效果。结果表明:PAA明显减缓了Fe_(3)O_(4)和Fe_(2)O_(3)颗粒的沉降速率,其对前者的分散效果更优;PAA对颗粒的分散效果随着颗粒粒径的减小而增强,PAA对粒径在12μm以下的Fe_(3)O_(4)颗粒具有明显的分散效果;PAA对铁氧化物颗粒保持较好分散效果的有效质量浓度范围较宽,在μg/L至mg/L级别;PAA对粒径小于28μm的SG真实泥渣具有明显的分散效果,PAA的加入使得泥渣颗粒的悬浮率从34.05%提高至56.93%。 展开更多
关键词 聚丙烯酸(PAA) 铁氧化物颗粒 静态沉降试验 分散效果 压水堆核电站
在线阅读 下载PDF
大型压水堆核电机组与电网相互影响机制的研究 被引量:29
4
作者 赵洁 刘涤尘 +3 位作者 欧阳利平 孙文涛 王强 杨楠 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第1期64-70,17,共7页
核电机组具有不同于常规机组的特性,接入电网后会与电网产生较为严重的相互影响。在电力系统分析综合程序中,建立了压水堆核电机组自定义模型,研究了电网电压、频率扰动对核电机组的影响,分析了电网故障引起的核电厂动态响应及核电机组... 核电机组具有不同于常规机组的特性,接入电网后会与电网产生较为严重的相互影响。在电力系统分析综合程序中,建立了压水堆核电机组自定义模型,研究了电网电压、频率扰动对核电机组的影响,分析了电网故障引起的核电厂动态响应及核电机组切机对电网的影响,并提出了安全稳定控制措施与策略。仿真结果表明,核电机组会受到电网频率和电压扰动的影响,它对电网频率和电压有较高要求。如果电网故障能迅速清除,且电网保持稳定,核电机组则可承受电网中的较大扰动。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 电网 频率特性 暂态稳定 相互影响
在线阅读 下载PDF
大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则 被引量:22
5
作者 吴国旸 宋新立 +3 位作者 鞠平 林俊杰 吕军 苏毅 《电力系统自动化》 EI CSCD 北大核心 2014年第3期178-183,188,共7页
针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压... 针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。 展开更多
关键词 压水堆 核电机组 涉网保护 源网协调 安全自动装置 全过程动态仿真
在线阅读 下载PDF
秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 被引量:18
6
作者 吴宜灿 胡丽琴 +17 位作者 李亚洲 罗月童 袁润 王芳 王家群 顾晓慧 汪进 陈珊琦 王强龙 黄群英 汪建业 张振华 陈明军 曾春 宋明海 苏长松 彭晓春 张刚平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期68-74,85,共8页
核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关... 核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风险监测系统RiskAngel,并以此为基础结合秦山三期重水堆核电站的安全特点和实际应用需求开发了秦山三期重水堆核电站风险监测器(TQRM)。本文总结了核电站风险监测系统的发展现状及趋势,对TQRM系统的设计思想、总体架构、主要功能、关键算法、技术特点及相关测试应用进行概要介绍。 展开更多
关键词 核电站 风险监测系统 概率安全评价 重水堆
在线阅读 下载PDF
压水堆核电厂接入电力系统建模 被引量:35
7
作者 赵洁 刘涤尘 吴耀文 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2009年第31期8-13,共6页
为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,利用电力系统分析综合程序(power system analysis software package,PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆... 为研究核电厂接入电力系统后二者之间的相互影响,利用电力系统分析综合程序(power system analysis software package,PSASP)的用户自定义建模功能建立压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电厂主要环节的数学模型。该模型将压水堆核电厂动力部分作为发电机调速器,可与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。在PSASP中使用该模型计算核电机组的自稳定性、自调节性和接入单机无穷大系统的故障响应,验证了模型的正确性和适用性。此外,由于压水堆的负温度效应,核电机组可承受一定的外部干扰和功率阶跃。若电网故障切除迅速,核电厂与电力系统之间的相互影响很小。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 电力系统 电力系统分析综合程序 用户自定义建模 仿真
在线阅读 下载PDF
大型压水堆核电机组失磁动态特性及机理研究 被引量:7
8
作者 孙文涛 刘涤尘 +4 位作者 赵洁 董飞飞 周雨田 贾骏 程辰 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2014年第10期1538-1545,共8页
核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系... 核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系统模型、励磁系统模型及失磁故障数学模型,研究了核电机组在不同功率水平运行时的失磁动态响应特性及机理。结果表明:满载失磁对反应堆及热力系统冲击大,核电机组应可靠跳闸;低功率运行失磁时,核电机组可以短期内维持并网异步运行;核电机组发生失磁导致厂用电的可靠性和供电质量下降,应该采取相应措施提高厂用电的可靠性。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 失磁故障 机组保护 动态响应 厂用电
在线阅读 下载PDF
适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型 被引量:7
9
作者 孙文涛 刘涤尘 +4 位作者 赵洁 董飞飞 周雨田 贾骏 程辰 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第4期987-993,共7页
以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态... 以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态模型与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。结果表明,基于上述核电厂模型得到的仿真结果与基于核电厂专用仿真软件PCTRAN得到的仿真结果基本一致,验证了所建立AP1000核电厂模型有效性,该模型具有较高的仿真效率,可用于AP1000核电厂接入电网的稳定计算和分析;在电力系统中长期稳定分析中,应该考虑核电厂主蒸汽压力变化对汽轮机机械功率输出的影响,为AP1000核电厂接入电网的稳定分析奠定了基础。 展开更多
关键词 AP1000 压水堆核电厂 PSASP UPI 电网故障 动态模型 PCTRAN
在线阅读 下载PDF
电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型 被引量:4
10
作者 吴国旸 鞠平 +5 位作者 宋新立 谢成龙 罗芳绘 刘燕嘉 苏志达 苏毅 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2017年第6期1657-1665,共9页
以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站A... 以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。 展开更多
关键词 压水堆核电机组 核电站 AP1000 建模 动态仿真
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究 被引量:3
11
作者 薛飞 余伟炜 +4 位作者 遆文新 王兆希 张路 林磊 石崇哲 《机械强度》 CAS CSCD 北大核心 2011年第6期890-894,共5页
对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于... 对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小。常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现。 展开更多
关键词 低周疲劳 核电 压水堆 主管道
在线阅读 下载PDF
测量压水堆核电站一回路水泄漏的 ^(13)N 监测系统 被引量:9
12
作者 郭兰英 赵修良 +4 位作者 赵立宏 龚学余 曹雷 何宪 凌球 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 1998年第4期282-284,共3页
本文描述了监测压水堆核电站一回路水泄漏率的13N监测系统的工作原理,系统组成及工作性能。该系统具有探测灵敏度高、可靠性高及响应速度快等优点。
关键词 核电站 压水堆核电站 泄漏率 氮13 监测系统
在线阅读 下载PDF
压水堆核电厂对电网低频振荡的影响 被引量:3
13
作者 云雷 刘涤尘 +1 位作者 赵洁 黄涌 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2011年第34期36-42,共7页
针对压水堆核电厂的运行特性,研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响,这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式,并通过矩阵束分析法... 针对压水堆核电厂的运行特性,研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响,这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式,并通过矩阵束分析法对扰动后的电网功率振荡曲线进行模态分析与曲线拟合来识别电网发生扰动后的主导振荡模式,最后在与该模式强相关的大畈核电机组上配置电力系统稳定器(power system stabilizer,PSS)来达到提高系统阻尼从而提高系统稳定性的目的。仿真结果表明,扰动后会激发电网中若干弱阻尼振荡模式从而引起大畈核电及其邻近地区发生较大幅度的功率振荡,而PSS的合理配置可以有效地抑制低频振荡从而保证系统的安全稳定运行。 展开更多
关键词 电力系统 压水堆核电厂 低频振荡 矩阵束算法 电力系统稳定器
在线阅读 下载PDF
田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量:6
14
作者 初起宝 刘维平 +1 位作者 马静娴 李海龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1619-1623,共5页
反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压... 反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。 展开更多
关键词 田湾核电站 反应堆压力容器 承压热冲击 防脆断
在线阅读 下载PDF
核电厂主螺栓超声自动检测技术研究与实现 被引量:12
15
作者 张宝军 张国丰 +1 位作者 严智 刘呈则 《压力容器》 2013年第5期64-69,共6页
核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术... 核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术,通过试验方法验证该系统及技术满足ASME规范第Ⅺ卷关于压水堆核电站役前和在役检查反应堆压力容器主螺栓体积性检查的规定要求。该系统及技术的研究,实现了核电厂反应堆压力容器主螺栓检测过程的自动化,提高了检测效率,可适用多种堆型的核电厂主螺栓检查以及其他民用承压大型螺栓的检查,具有广泛的适用性。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 主螺栓 超声检测
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站110mAg形态及脱除方法分析 被引量:6
16
作者 林根仙 孙云 +1 位作者 刘灿帅 宋利君 《热力发电》 CAS 北大核心 2020年第6期122-127,共6页
压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站... 压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站堆芯冷却剂的水化学环境从"碱性-还原"到"酸性-氧化",再到"碱性-还原"的循环过程中,110mAg形态会从原子态Ag^0变成离子态Ag^+,再变成Ag^0纳米胶体;过滤+离子交换工艺对110mAg胶体态放射性核素的去污因子相对较低,而过滤+离子交换+吸附工艺对110mAg胶体态放射性核素脱除较为有效。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 堆芯冷却剂 110mAg形态 放射性 核素 脱除
在线阅读 下载PDF
压水堆核电站一次侧水化学与设备材料腐蚀损伤的关系 被引量:2
17
作者 吴欣强 刘侠和 +1 位作者 韩恩厚 柯伟 《上海大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期141-151,共11页
压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量,防止关键设备腐蚀损伤,保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一,其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性.综述了PWR... 压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量,防止关键设备腐蚀损伤,保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一,其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性.综述了PWR核电站一次侧主冷却剂水化学与设备材料腐蚀损伤关系的研究现状及问题,介绍了近年来在PWR一次侧注Zn水化学(Zn-injected water chemistry,ZWC)方面的应用基础研究进展. 展开更多
关键词 压水堆核电站 高温高压水 水化学 注Zn
在线阅读 下载PDF
压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析 被引量:19
18
作者 张琨 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期530-534,共5页
压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂... 压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。 展开更多
关键词 900 MW压水堆核电厂 高压熔堆事故 SCDAP/RELAP5程序
在线阅读 下载PDF
浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题 被引量:14
19
作者 张加军 陈晶晶 +1 位作者 车树伟 吴彦农 《压力容器》 2014年第1期48-55,共8页
反应堆压力容器(RPV)作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典... 反应堆压力容器(RPV)作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 泄漏 完整性 降级模式
在线阅读 下载PDF
采用乙醇胺抑制核电站二回路系统的流动加速腐蚀 被引量:18
20
作者 曹松彦 王今芳 +1 位作者 孙本达 宋敬霞 《热力发电》 CAS 北大核心 2011年第1期73-75,共3页
分析目前国内压水堆核电站二回路流动加速腐蚀的原因。通过试验室试验和实际应用试验,证明乙醇胺能够明显提高汽水两相流中水相的pH值,可有效抑制二回路的流动加速腐蚀,并能够延长凝结水精处理混床的运行周期。试验没有发现乙醇胺对系... 分析目前国内压水堆核电站二回路流动加速腐蚀的原因。通过试验室试验和实际应用试验,证明乙醇胺能够明显提高汽水两相流中水相的pH值,可有效抑制二回路的流动加速腐蚀,并能够延长凝结水精处理混床的运行周期。试验没有发现乙醇胺对系统的不良影响。 展开更多
关键词 压水堆核电站 二回路 乙醇胺 流动加速腐蚀 氢电导率 有机酸 混床树脂
在线阅读 下载PDF
上一页 1 2 4 下一页 到第
使用帮助 返回顶部