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核电厂小支管振动评定方法与减振技术研究 被引量：4
1
作者 刘广东 路广遥 +2 位作者 齐宇博 周国丰 张庆华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第3期473-478,共6页
根据ASME OM-S/G-2007 Part3,借鉴国内外核电厂在小支管振动评定方法与减振技术方面的反馈,本文系统地介绍了核电厂小支管振动的评定方法:振动位移评定、振动速度评定和振动交变应力评定。然后以岭澳核电厂L1ASG952VD所在小支管为研究对... 根据ASME OM-S/G-2007 Part3,借鉴国内外核电厂在小支管振动评定方法与减振技术方面的反馈,本文系统地介绍了核电厂小支管振动的评定方法:振动位移评定、振动速度评定和振动交变应力评定。然后以岭澳核电厂L1ASG952VD所在小支管为研究对象,进行振动评定和减振技术研究,提出了优选减振措施和其他减振措施。这些评定方法和减振技术可为小支管的振动处理提供参考。 展开更多
关键词 小支管 振动评定 减振技术
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核电厂仪控板件故障检测与诊断技术研究
2
作者 王健 王江波 邱建文 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第8期963-967,共5页
仪控板件是核电厂仪控系统的重要组成部分,仪控板件的性能对核电厂能否安全、可靠、经济的运行有直接影响。本工作以在线测试为基础,对核电厂仪控板件的故障检测及其诊断技术进行了探讨;介绍了国外同行在该领域的相关经验和在线测试的... 仪控板件是核电厂仪控系统的重要组成部分,仪控板件的性能对核电厂能否安全、可靠、经济的运行有直接影响。本工作以在线测试为基础,对核电厂仪控板件的故障检测及其诊断技术进行了探讨;介绍了国外同行在该领域的相关经验和在线测试的主要功能、开发流程以及测试数据的分析方法,该故障检测与诊断技术对提高核电厂的安全运行水平有重要作用。 展开更多
关键词 在线测试 故障检测 数据分析
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我国沿海核电站海洋放射性就地伽玛能谱测量研究 被引量：9
3
作者 苏健 马豪 +4 位作者 苏耿华 曾志 程建平 李君利 朱立 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第6期329-333,共5页
通过对国内主要核电站进行调研和资料总结,根据CPR1000、AP1000和EPR三种核电机组类型排放数据,选定了我国核电站海域的重点监测核素,建立了核电站海域源项模型。以最小可探测活度浓度为主要依据,为核电站海域各重点监测核素选定了用于... 通过对国内主要核电站进行调研和资料总结,根据CPR1000、AP1000和EPR三种核电机组类型排放数据,选定了我国核电站海域的重点监测核素,建立了核电站海域源项模型。以最小可探测活度浓度为主要依据,为核电站海域各重点监测核素选定了用于碘化钠探测器的首选监测的γ射线。利用蒙特卡罗模拟,计算了探测器在海水中的有效探测距离,并对比了不同的探测器封装材料对γ射线的衰减能力。研究结果可用于降低海水就地γ谱仪的最低可探测活度浓度,提高人工放射性核素的识别能力。 展开更多
关键词 沿海核电站 放射性监测 就地Γ谱仪 碘化钠 溴化镧 测量技术
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核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展 被引量：8
4
作者 陈明周 吕永红 +1 位作者 向文元 孟月东 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期40-47,共8页
结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向... 结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。 展开更多
关键词 热等离子体 核电站 低中放固体废物 减容
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核电厂放射性可燃废物等离子体玻璃固化配方初步研究 被引量：5
5
作者 陈明周 白冰 +2 位作者 刘夏杰 吕永红 黄文有 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期262-266,273,共6页
为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固... 为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固化体的密度为2.5 g/cm3,抗压强度为90 MPa,Sr、Cs、Co等示踪元素归一化浸出率均小于0.535 g·m-2·d-1,可用于50 kg/h规模的等离子体熔融系统实验研究。 展开更多
关键词 核电厂 可燃废物 玻璃固化 等离子体
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压水堆核电站棒位探测器样机设计及试验研究 被引量：6
6
作者 白冰 周建明 吕永红 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第12期1515-1518,1556,共5页
核电站反应堆的启停、功率调节依靠控制棒驱动机构驱动控制棒上下运动来实现,控制棒位置的准确可靠测量是反应堆安全运行的重要保证。论文借助二代加核电站棒位探测器工程样机的研制,详细介绍了在棒位探测器设计过程中测量原理、编码方... 核电站反应堆的启停、功率调节依靠控制棒驱动机构驱动控制棒上下运动来实现,控制棒位置的准确可靠测量是反应堆安全运行的重要保证。论文借助二代加核电站棒位探测器工程样机的研制,详细介绍了在棒位探测器设计过程中测量原理、编码方式、线圈数量的选择以及线圈骨架结构等内容,并通过各项性能测试与试验结果的分析,得出样机设计合理与性能可靠的结论。 展开更多
关键词 核电站 棒位探测器 葛莱码 线圈骨架
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百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究 被引量：3
7
作者 卢向晖 张吉胜 +1 位作者 罗汉炎 张小英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期457-462,共6页
为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步... 为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 二次侧非能动余热排出系统 RELAP5 全厂断电 汽锤
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岭澳核电站1/4换料燃料管理方案研究 被引量：6
8
作者 张洪 厉井钢 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期85-92,共8页
对岭澳核电站1/4(堆芯)换料项目中的燃料管理方案研究工作进行了描述,从1/4换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细解释了所采用的软件、方法及所进行的研究。文中并给出了在电站应用后的试验验证结果。最后,从燃料管理的角度,... 对岭澳核电站1/4(堆芯)换料项目中的燃料管理方案研究工作进行了描述,从1/4换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细解释了所采用的软件、方法及所进行的研究。文中并给出了在电站应用后的试验验证结果。最后,从燃料管理的角度,就采用1/4换料后对电站带来的有利及不利之处进行了分析。 展开更多
关键词 1/4换料 燃料管理 装载方案
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压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究 被引量：3
9
作者 王江波 王健 邱建文 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第1期40-44,共5页
核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于... 核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于技术人员了解核电厂的控制原理,并掌握模拟控制系统的维修技能,对核电站机组安全稳定运行具有重要意义。 展开更多
关键词 压水堆 集中模拟控制系统 半实物仿真技术
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多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究 被引量：3
10
作者 何劼 刘涛 +1 位作者 张忞隽 童节娟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第5期867-871,共5页
福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价(PSA)方法拓展为多机组的风险评价方法。以... 福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价(PSA)方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。 展开更多
关键词 多机组核电厂 总体风险 概率安全评价
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中国核电消防标准建设模式与途径研究 被引量：2
11
作者 周涛 彭常宏 +1 位作者 张继才 李再庆 《现代电力》 2009年第1期68-71,共4页
首先介绍了国内外核电消防标准的现状以及建设途径,结合我国核电发展的技术路线以及现行消防标准存在的问题,提出了建设中国特色的核电消防标准的必要性和可行性。其次,根据我国的具体情况,提出了中国特色核电消防标准建设的基本模式—... 首先介绍了国内外核电消防标准的现状以及建设途径,结合我国核电发展的技术路线以及现行消防标准存在的问题,提出了建设中国特色的核电消防标准的必要性和可行性。其次,根据我国的具体情况,提出了中国特色核电消防标准建设的基本模式——"引进加改进"。最后,针对多样化的核电堆型、人机工程学因素、降低污染、避免牵连事故和火灾的人因难题,提出了相应的建设措施。 展开更多
关键词 中国核电 消防标准 模式
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核电厂放射性废保温棉玻璃固化比较研究
12
作者 陈明周 周东升 +4 位作者 林鹏 陆杰 刘夏杰 吕永红 黄文有 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期527-532,共6页
为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二... 为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二者的元素浸出实验结果相近;等离子体炉的出料实验证实,熔融体的高温黏度适合所选定的出料工艺。这些结果表明,利用所研发的等离子体系统可以得到性能与实验室相当的玻璃固化体,核电厂的废保温棉可以用于含硼浓缩液的玻璃固化。 展开更多
关键词 核电厂 废保温棉 等离子体 玻璃固化 含硼浓缩液
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压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究
13
作者 韩嵩 Justin Byard +1 位作者 黄灏 石秀安 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期328-332,共5页
本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸... 本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。 展开更多
关键词 乏燃料组件 γ源强 ORIGEN-ARP
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福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究 被引量：1
14
作者 杨江 王婷 +2 位作者 陶俊 高玲媛 卢向晖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第7期1206-1211,共6页
假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明:在... 假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明:在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5h内发生严重事故。 展开更多
关键词 AP1000 RELAP5 福岛核事故 非能动安全系统
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百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统软件功能研究及实现方式分析 被引量：1
15
作者 周琦 赖厚晶 +4 位作者 周军 李涛 许育周 王春生 穆昌洪 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期589-593,共5页
百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统在核电站启堆、功率转换和停堆过程中起到重要作用。目前国内在建和在役核电站的棒控棒位系统均被国外公司长期垄断,价格昂贵。为彻底解决棒控棒位系统的设计自主化瓶颈问题,需对该系统进行深入研究... 百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统在核电站启堆、功率转换和停堆过程中起到重要作用。目前国内在建和在役核电站的棒控棒位系统均被国外公司长期垄断,价格昂贵。为彻底解决棒控棒位系统的设计自主化瓶颈问题,需对该系统进行深入研究,掌握系统功能、原理等。本文主要从系统软件方面人手,分析系统软件的功能、特点,并研究棒控棒位系统软件的实现方式。 展开更多
关键词 棒控棒位系统 软件功能 软件实现 逻辑柜 电源柜 处理柜
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核电站重要敏感设备加速老化管理研究与应用 被引量：2
16
作者 黄立军 陈世均 +2 位作者 黄卫刚 陈宇 瞿勐 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第2期185-192,共8页
介绍了大亚湾核电站和岭澳核电站重要敏感设备加速老化管理技术研究的背景,阐述了加速老化管理的内涵,论述了电站加速老化管理技术路线、工作体系,以及同现有运行和维修体系的接口。通过加速老化管理技术的应用实例论证了相关研究成果... 介绍了大亚湾核电站和岭澳核电站重要敏感设备加速老化管理技术研究的背景,阐述了加速老化管理的内涵,论述了电站加速老化管理技术路线、工作体系,以及同现有运行和维修体系的接口。通过加速老化管理技术的应用实例论证了相关研究成果的合理性和有效性。最后对核电站重要敏感设备加速老化管理技术的发展前景进行了展望。 展开更多
关键词 加速老化 加速老化管理 重要敏感设备 核电站
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基于坎贝尔定理的中子监测技术的研究 被引量：10
17
作者 黄自平 钟明光 熊国华 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1054-1056,共3页
随着"三代"核电技术的推广,裂变室中子探测技术在反应堆事故后监测的优势已经为业界认可,同时,裂变室探测器的高可靠性和高信噪比性能满足"三代"堆外核测量系统的技术要求。论文探讨了裂变室中子探测器在高中子注... 随着"三代"核电技术的推广,裂变室中子探测技术在反应堆事故后监测的优势已经为业界认可,同时,裂变室探测器的高可靠性和高信噪比性能满足"三代"堆外核测量系统的技术要求。论文探讨了裂变室中子探测器在高中子注量率的情况下,脉冲重叠(105～1010cps)时的处理理论(即:坎贝尔定理),然后针对坎贝尔定理中要求提出了一种RMS电压测试电路,并使用ADI公司的AD637[1]集成电路实现了裂变室中子探测器在高中子注量率下的中子注量率测量方法。该方法有着工艺简单、响应时间快、线性度好、精度高等特点。 展开更多
关键词 中子注量率 均方根值 AD637
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核电站辐射监测系统国产化可行性研究 被引量：3
18
作者 郭伟 罗传杰 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第6期751-754,767,共5页
在对核电站辐射监测系统的应用和现状阐述的基础上,对该系统实现国产化的可行性及意义进行了分析。
关键词 辐射监测系统 国产化 可行性
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大亚湾核电站主蒸汽安全阀定值漂移解决方案研究 被引量：1
19
作者 李涛 张守杰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期264-270,共7页
介绍大亚湾核电站主蒸汽安全阀发生的压力整定值漂移问题,分析导致安全阀压力整定值产生漂移的原因,结合法国EDF核电站针对同类问题的解决方法,提出大亚湾核电站解决主蒸汽安全阀压力整定值漂移的方案。
关键词 主蒸汽 安全阀 定值漂移
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核电关键设备加速老化分析与维修策略研究
20
作者 张圣 李继 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第1期27-30,共4页
针对核电站关键设备出现的加速老化问题,给出了加速老化的因素,制定了技术路线,对设备的老化状态、可靠性做了评估分析。并对加速老化机理分析和对策做了研究,为下一步设备维修策略的制定奠定基础。
关键词 加速老化 可靠性 维修策略
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