检索结果-维普期刊中文期刊服务平台

我国内陆核电的用水安全被引量：5: 1; 作者张爱玲陈晓秋 +1 位作者刘森林贾祥《水文》 CSCD 北大核心 2015年第3期69-73,25,共6页; 在介绍我国拟建内陆核电机组的安全设计和厂用水系统的基础上,分析了内陆核电的用水需求和保证率要求。结合我国水资源条件及水资源论证现状,对如何保障内陆核电取水水源的可靠性与可行性进行了探讨,并提出了内陆核电用水安全保障措施... 展开更多; 关键词内陆核电用水安全厂用水系统水源条件水资源论证; 在线阅读下载PDF 职称材料

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨被引量：1: 2; 作者孙锋潘蓉 +2 位作者严天文付强吴晗《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1846-1852,共7页; 核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明:筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压... 展开更多; 关键词预应力混凝土安全壳整体性能试验峰值压力设备闸门预应力钢束; 在线阅读下载PDF 职称材料

某核电厂钢筋混凝土楼板热分析及裂缝原因初探被引量：1: 3; 作者孙锋潘蓉 +2 位作者吴锦坤杨智博李亮《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期2049-2053,共5页; 混凝土结构养护期间必须进行温度控制,以保证结构构件的裂缝宽度不超过规范规定的限值。针对某核电厂反应堆厂房20.450m楼板构件,采用数值方法对混凝土楼板结构浇注养护进行了热分析。分析结果表明,混凝土楼板裂缝是温度应力和结构约束... 展开更多; 关键词钢筋混凝土裂缝热分析收缩机理混凝土养护; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂规划限制区遥感监查方法初探: 4; 作者孙中平贾祥 +2 位作者姜俊曹飞王昌佐《测绘通报》 CSCD 北大核心 2015年第S2期44-47,56,共5页; 我国核电发展已进入体系化、规模化的新时期,核电厂规划限制区管理压力越来越大。本文针对核电厂规划限制区管理,利用卫星遥感技术,在构建遥感监查分类体系的基础上,初步构建了一套核电厂规划限制区遥感监查技术方法,并在秦山核电基地... 展开更多; 关键词核电厂规划限制区遥感监查秦山核电基地; 在线阅读下载PDF 职称材料

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析被引量：2: 5; 作者贾祥安婕铷靖剑平《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页; AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过... 展开更多; 关键词 RELAP5/MOD3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故非能动核电厂; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名我国内陆核电的用水安全被引量：5: 1; 作者张爱玲陈晓秋刘森林贾祥; 机构环境保护部核与辐射安全中心中国原子能科学研究院环境保护部核电安全监管司; 出处《水文》 CSCD 北大核心 2015年第3期69-73,25,共6页; 基金国家自然科学基金项目(41101511); 文摘在介绍我国拟建内陆核电机组的安全设计和厂用水系统的基础上,分析了内陆核电的用水需求和保证率要求。结合我国水资源条件及水资源论证现状,对如何保障内陆核电取水水源的可靠性与可行性进行了探讨,并提出了内陆核电用水安全保障措施的建议。; 关键词内陆核电用水安全厂用水系统水源条件水资源论证; Keywords inland nuclear power plant safety of water utilization service water system water source condition water resources assessment; 分类号 TM623 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨被引量：1: 2; 作者孙锋潘蓉严天文付强吴晗; 机构环境保护部核与辐射安全中心环境保护部核电安全监管司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1846-1852,共7页; 基金国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-10-16) 环境保护部行业科研专项资助项目(201309056); 文摘核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明:筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。; 关键词预应力混凝土安全壳整体性能试验峰值压力设备闸门预应力钢束; Keywords pre-stressed concrete containment containment structure integrity test maximal pressure plateau equipment hatch pre-stressing tendon; 分类号 TU35 [建筑科学—结构工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名某核电厂钢筋混凝土楼板热分析及裂缝原因初探被引量：1: 3; 作者孙锋潘蓉吴锦坤杨智博李亮; 机构环境保护部核与辐射安全中心环境保护部核电安全监管司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期2049-2053,共5页; 基金国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-10-16) 环境保护部行业科研专项资助项目(201309056); 文摘混凝土结构养护期间必须进行温度控制,以保证结构构件的裂缝宽度不超过规范规定的限值。针对某核电厂反应堆厂房20.450m楼板构件,采用数值方法对混凝土楼板结构浇注养护进行了热分析。分析结果表明,混凝土楼板裂缝是温度应力和结构约束等因素综合作用的结果,且结构约束对楼板温度应力的影响更大。同时,进一步分析了楼板温度收缩机理,提出了加固措施,可为楼板裂缝加固设计提供参考。; 关键词钢筋混凝土裂缝热分析收缩机理混凝土养护; Keywords reinforced concrete crack thermal analysis shrinkage mechanism concrete curing; 分类号 TU35 [建筑科学—结构工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂规划限制区遥感监查方法初探: 4; 作者孙中平贾祥姜俊曹飞王昌佐; 机构北京师范大学地理学与遥感科学学院遥感科学国家重点实验室环境保护部卫星环境应用中心中国原子能科学研究院环境保护部核电安全监管司; 出处《测绘通报》 CSCD 北大核心 2015年第S2期44-47,56,共5页; 基金高分辨率对地观测系统重大专项(05-Y30B02-9001-13/15-13); 文摘我国核电发展已进入体系化、规模化的新时期,核电厂规划限制区管理压力越来越大。本文针对核电厂规划限制区管理,利用卫星遥感技术,在构建遥感监查分类体系的基础上,初步构建了一套核电厂规划限制区遥感监查技术方法,并在秦山核电基地进行了应用示范。研究结果表明,该方法可以快速、有效地对核电厂规划限制区进行遥感监查,是核电厂规划限制区管理监测的有效手段。; 关键词核电厂规划限制区遥感监查秦山核电基地; 分类号 P237 [天文地球—摄影测量与遥感] TM623.1 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析被引量：2: 5; 作者贾祥安婕铷靖剑平; 机构中国原子能科学研究院辐射安全研究所环境保护部核电安全监管司环境保护部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页; 基金大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-010 2013ZX06002001); 文摘 AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。; 关键词 RELAP5/MOD3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故非能动核电厂; Keywords RELAP5/MOD3.3 code AP1000 main feedwater line rupture accident passive nuclear power plant; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	我国内陆核电的用水安全	张爱玲陈晓秋刘森林贾祥	《水文》 CSCD 北大核心	2015	5	在线阅读下载PDF 职称材料
2	混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨	孙锋潘蓉严天文付强吴晗	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	某核电厂钢筋混凝土楼板热分析及裂缝原因初探	孙锋潘蓉吴锦坤杨智博李亮	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2017	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	核电厂规划限制区遥感监查方法初探	孙中平贾祥姜俊曹飞王昌佐	《测绘通报》 CSCD 北大核心	2015	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析	贾祥安婕铷靖剑平	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料