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秦山核电站邻近海域网采浮游植物群落分布及其影响因素 被引量:8
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作者 陈悦 江志兵 +4 位作者 寿鹿 朱根海 王志富 廖一波 高月鑫 《海洋通报》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期149-157,共9页
秦山核电站位于杭州湾北岸湾顶,其邻近海域受到钱塘江淡水径流和江浙沿岸流的共同影响,水体环境复杂。本研究根据2012年5月(春季)、10月(秋季)秦山核电站邻近海域15个站位网采浮游植物群落调查及理化因子测定,研究了该海域浮游植物群落... 秦山核电站位于杭州湾北岸湾顶,其邻近海域受到钱塘江淡水径流和江浙沿岸流的共同影响,水体环境复杂。本研究根据2012年5月(春季)、10月(秋季)秦山核电站邻近海域15个站位网采浮游植物群落调查及理化因子测定,研究了该海域浮游植物群落结构、分布及其影响因子。同时比对历史数据,分析该海域浮游植物群落对环境变化的响应。调查共鉴定检出浮游植物5门60属139种(春季5门36属70种、秋季5门51属115种),其中硅藻42属110种(占85.3%),甲藻8属12种(占9.3%),绿藻、蓝藻和裸藻偶有检出。春季浮游植物平均丰度(1 802.62×104个/m^3)高于秋季(877.15×104个/m^3),其中琼氏圆筛藻Coscinodiscus jonesianus和中肋骨条藻Skeletoema costatum为两季优势种。聚类分析和典范对应分析表明,两季浮游植物群落差异显著,氮磷比、溶解无机氮、溶解无机磷和盐度是影响调查海域浮游植物的主要环境因子。比对历史资料得到,30年来秦山核电站邻近海域浮游植物赤潮藻种的增加和群落结构及丰度的改变受到营养盐含量及结构变化、水温升高等因素共同作用。 展开更多
关键词 杭州湾 秦山核电站 浮游植物 环境因子 典范对应分析
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秦山300MW核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型 被引量:6
2
作者 孙吉良 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期112-117,共6页
介绍了秦山300MW 核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型的建立、分系统测试和整体测试的结果。其中列举了模型中使用的二群扩散方程和反应性反馈的计算公式,给出部分分系统测试结果。最后在整个仿真机模型运行情况下对秦山核电站发... 介绍了秦山300MW 核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型的建立、分系统测试和整体测试的结果。其中列举了模型中使用的二群扩散方程和反应性反馈的计算公式,给出部分分系统测试结果。最后在整个仿真机模型运行情况下对秦山核电站发生落棒和弹棒事故的测试结果进行了分析。 展开更多
关键词 核电站 仿真机 堆芯物 物理模型 中子通量
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秦山核电站周围海洋生物放射性水平调查 被引量:3
3
作者 王天姿 涂彧 万骏 《中国辐射卫生》 2023年第2期108-114,共7页
目的 基于秦山核电站历年的流出物排放量及周围海域海洋介质的监测水平,了解其海域生物介质的放射性富集水平,评价其流出物对周围海域生物介质的影响。方法 收集2008—2017年秦山核电站所监测得到的环境介质中3H、14C、90Sr、137Cs、110... 目的 基于秦山核电站历年的流出物排放量及周围海域海洋介质的监测水平,了解其海域生物介质的放射性富集水平,评价其流出物对周围海域生物介质的影响。方法 收集2008—2017年秦山核电站所监测得到的环境介质中3H、14C、90Sr、137Cs、110mAg的监测数据,用IBM SPSS Statistics 26进行数据处理及分析。结果 秦山核电基地周围海域鲻鱼氚活度浓度为0.5~2.9 Bq/kg、牡蛎体内氚活度浓度为0.55~8.2 Bq/kg,二者受核电站流出物的影响氚活度浓度呈总体上升趋势;14C、137Cs与90Sr在监测生物中的活度浓度低于本底值,相关性分析结果显示核电站流出物对14C几乎没有影响;110mAg的活度水平在牡蛎体内逐年变化显著下降,在鲻鱼体内稳定在本底水平以下。结论 秦山核电站作为中国内地运行时间最长的核电站,其周围海域生物介质体内多数核素都低于本底水平,该核电站流出物对周围海域海洋生物介质影响较小。 展开更多
关键词 秦山核电站 液态流出物 放射性核素 海洋生物
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通苏嘉甬高速铁路跨杭州湾通道选择及桥位论证 被引量:6
4
作者 徐洪权 张雷 +2 位作者 张建 别业山 蔡君君 《铁道勘察》 2021年第1期50-54,63,共6页
通苏嘉甬高速铁路在嘉兴和宁波间需跨越杭州湾,杭州湾海域及两岸建设条件复杂、控制因素众多。开展跨杭州湾通道选择及桥位论证,对项目决策、建设和运营至关重要。在以往工程经验的基础上,从区域社会经济特征、区域交通现状及规划、气... 通苏嘉甬高速铁路在嘉兴和宁波间需跨越杭州湾,杭州湾海域及两岸建设条件复杂、控制因素众多。开展跨杭州湾通道选择及桥位论证,对项目决策、建设和运营至关重要。在以往工程经验的基础上,从区域社会经济特征、区域交通现状及规划、气象水文地质等自然条件、港口航道和海事管控要求、秦山核电站及生态环境敏感区、防洪和涌潮影响规定等方面,详细梳理跨杭州湾通道的重要控制因素;在对4条跨杭州湾通道进行综合比选后,选择海盐西通道为推荐方案,并从河道演变、表流迹线等自然条件,港区规划,与港口作业区及锚地的安全距离,通航规范及航道通航影响评价要求,与上下游构筑物间距等方面,充分论证在该通道建设铁路跨海大桥的适应性和合理性。 展开更多
关键词 通苏嘉甬 高速铁路 杭州湾通道 秦山核电站 桥位论证
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影响秦山核电厂热带气旋特征及核安全可能最大热带气旋参数设计值计算 被引量:5
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作者 顾裕兵 赵鑫 +1 位作者 黄君宝 赵亦明 《浙江水利科技》 2010年第1期41-45,48,共6页
通过分析58 a间影响秦山核电厂的热带气旋资料,揭示了影响区域内热带气旋的时空分布特征及运行规律。并以此为基础,采用统计分析或公式计算等多种方法比较确定了可能最大热带气旋的3个主要参数:最低中心气压(P0)为892 hPa、气旋边缘气压... 通过分析58 a间影响秦山核电厂的热带气旋资料,揭示了影响区域内热带气旋的时空分布特征及运行规律。并以此为基础,采用统计分析或公式计算等多种方法比较确定了可能最大热带气旋的3个主要参数:最低中心气压(P0)为892 hPa、气旋边缘气压(Pw)为1 010 hPa、登陆前气旋气压回升值(△P)为6 hPa,并界定了另4个主要参数:最大风速半径(R)、气旋移动速度(T)、气旋运动方向(θ)、地面气流流入角(φ)的取值范围。 展开更多
关键词 热带气旋特征 可能最大热带气旋参数 秦山核电厂
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秦山核电厂运行许可证延续研究与应用 被引量:4
6
作者 石文翔 陶钧 +3 位作者 尚宪和 姜赫 李志华 曹国畅 《中国核电》 2021年第3期312-316,共5页
秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组。作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,确定... 秦山核电厂是我国首台自主设计、建造、运营的商用核电机组。作为我国首台开展运行许可证延续工作的核电机组,秦山核电厂在机组运行许可证延续工作中,按照国家核安全局《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策(试行)》,确定了一条具有中国特色的运行许可证延续技术路线,开展了范围界定和对象筛选、老化管理审查、时限老化分析、FSAR增补分析、环评补充评价、专项工程改造等一系列工作,并通过开展大型科研项目来助力运行许可证延续项目主线工作的开展。 展开更多
关键词 秦山核电厂 运行许可证延续 技术路线 安全评估 专项工程改造
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秦山核电厂蒸汽发生器的老化管理 被引量:4
7
作者 陶钧 魏文斌 李世伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期115-118,共4页
依据蒸汽发生器(SG)老化管理的PDCA(PLAN、DO、CHECK、ACT的首个字母的缩写,可以简称为戴明循环)循环,阐述了秦山核电厂SG老化管理体系的建立、SG的运行控制(主要是水化学控制)、检查、检测和评估以及SG的维护措施。通过这些措施的实施,... 依据蒸汽发生器(SG)老化管理的PDCA(PLAN、DO、CHECK、ACT的首个字母的缩写,可以简称为戴明循环)循环,阐述了秦山核电厂SG老化管理体系的建立、SG的运行控制(主要是水化学控制)、检查、检测和评估以及SG的维护措施。通过这些措施的实施,对SG的老化降质进行了有效的管理,确保秦山核电厂运行16 a后,SG仍处于一个良好的运行状态。 展开更多
关键词 秦山核电厂 蒸汽发生器 老化管理 PDCA循环
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秦山核电站二期扩建工程运行后周围饮用水总放射性水平调查
8
作者 周磊 曹艺耀 +7 位作者 任鸿 王鹏 邹华 俞顺飞 赵尧贤 宣志强 赖忠俊 张东霞 《中华放射医学与防护杂志》 CSCD 北大核心 2023年第12期1003-1009,共7页
目的调查分析秦山核电站二期扩建工程正式投入运行后周围饮用水中的总放射性水平及变化趋势。方法2010—2022年,每年分别在丰水期(5月)和枯水期(10月)采集秦山核电站周围30 km内的水源水、出厂水和末梢水,测定分析饮用水中总α、总β放... 目的调查分析秦山核电站二期扩建工程正式投入运行后周围饮用水中的总放射性水平及变化趋势。方法2010—2022年,每年分别在丰水期(5月)和枯水期(10月)采集秦山核电站周围30 km内的水源水、出厂水和末梢水,测定分析饮用水中总α、总β放射性活度浓度,并与国内不同核电站周围饮用水、无核电站地区周围饮用水总放射性水平进行比较。结果水源水总α、总β放射性活度浓度均值分别为(0.021±0.019)和(0.204±0.058)Bq/L,出厂水总α、总β放射性活度浓度均值分别为(0.010±0.005)和(0.185±0.056)Bq/L,末梢水总α、总β放射性活度浓度均值分别为(0.012±0.007)和(0.170±0.058)Bq/L,均低于《生活饮用水卫生标准》规定的限值,3类水体在丰水期和枯水期监测结果差异均无统计学意义(P>0.05),与国内不同核电站周围饮用水以及无核电站地区周围饮用水总放射性水平接近。结论二期扩建工程正式投入运行后,秦山核电站周围饮用水中总α、总β放射性水平处于本底水平且趋势平稳,低于国家标准指导水平。 展开更多
关键词 秦山核电站 饮用水 总α 总β 放射性水平
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秦山核电数字化转型探索与实践
9
作者 尚宪和 肖亚林 《中国核电》 2023年第2期202-206,共5页
数字化转型是企业内需,也是企业顺应时代的必然要求。秦山核电基于自身发展战略,探索构建数字化转型方法,在方法指引下从数据赋能、流程重构、业务创新三层面阐述“无人仓”“智慧水务控制中心”“爱协作系统(i-Pass)”等数字化转型实... 数字化转型是企业内需,也是企业顺应时代的必然要求。秦山核电基于自身发展战略,探索构建数字化转型方法,在方法指引下从数据赋能、流程重构、业务创新三层面阐述“无人仓”“智慧水务控制中心”“爱协作系统(i-Pass)”等数字化转型实践成果对秦山核电业务高效协同、降本增效的作用。 展开更多
关键词 秦山核电 数字化转型 高效协同 降本增效
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应用分段烟羽模式估算秦山核电厂(二期)设计基准事故概率后果 被引量:3
10
作者 胡二邦 高占荣 《环境科学学报》 CAS CSSCI CSCD 北大核心 1998年第2期181-187,共7页
采用天气取样技术和分段烟羽模式估算了秦山核电厂二期工程(2×600MW)一旦发生设计基准事故,在半径80km评价区内可能造成的事故概率后果.天气取样采用分层取样技术,根据秦山二期厂址百米气象铁塔一年逐时气象观测数... 采用天气取样技术和分段烟羽模式估算了秦山核电厂二期工程(2×600MW)一旦发生设计基准事故,在半径80km评价区内可能造成的事故概率后果.天气取样采用分层取样技术,根据秦山二期厂址百米气象铁塔一年逐时气象观测数据获取.持续时间长达30天的事故释放采用分段烟羽模式由5个不同持续时间、不同释放量的烟段模拟;应用有效扩散参数概念以描述大气稳定度变化对扩散参数的影响,扩散参数采用厂址实测值.计算了每次事故释放通过浸没外照射、吸入、地面干、湿沉积外照射等照射途径造成的剂量,也估算了集体剂量.最终估算了每次事故释放在评价区内可能造成的集体剂量及其余补累积频率分布CCFD曲线.结果表明,秦山二期工程中某一个堆一旦发生失水事故,其集体剂量等于或大于18人·Sv(累积概率水平为95%)或等于、大于25人·Sv(累积概率水平为50%). 展开更多
关键词 核电厂 分段烟羽模式 设计基准事故 辐射防护
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秦山三期(重水堆)核电站的技术改进 被引量:3
11
作者 张振华 《中国核电》 2009年第4期292-296,共5页
秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于... 秦山三期(重水堆)核电站工程是国家"九五"期间重点建设项目,是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。工程采用成熟的加拿大CANDU-6重水堆核电技术,以韩国月城3、4号机组为参考电站。由于厂址条件的不同、国情的不同、标准规范的差异以及CANDU-6重水堆核电站设计相对定型早、运行反馈少等原因,在机组商运初期电站的安全稳定运行受到了较大的挑战。面对严峻的形势,秦山第三核电有限公司组织力量对影响核电站安全稳定运行的隐患、热点,进行了针对性的分析和研究,积极有效地开展变更改造和技术改进工作,极大地改善了机组安全性能,优化了机组配置,并创造了一定的经济效益。本文介绍了秦山第三核电有限公司所开展的重大变更改造和技术改进项目,以及实施后的效果,可供同类项目参考和借鉴。 展开更多
关键词 秦山三期重水堆 核电站 技术改进
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秦山300MW核电机组全范围仿真机放射性监测系统仿真 被引量:3
12
作者 段卫江 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期156-160,共5页
简要介绍了秦山300MW 核电机组全范围仿真机放射性监测系统的仿真。其中包括工艺放射性监测系统,区域γ放射性监测系统,区域空气放射性监测系统的动态仿真,计算正常工况和事故工况下放射性监测系统各监测点放射性值。
关键词 核电站 放射性监测系统 仿真
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大气氚释放剂量评价模式验证 被引量:2
13
作者 杨洁 廉冰 +4 位作者 吕彩霞 王彦 陈佳 陈佳辰 岳琪 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第2期141-145,共5页
基于秦山核电厂2014—2016年气载流出物氚的排放数据,采用联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)推荐的比活度模型评价了秦山核电基地氚所致公众辐射剂量。并与同期秦山核电基地周围环境氚监测数据评价公众辐射剂量结果进行比较。基于... 基于秦山核电厂2014—2016年气载流出物氚的排放数据,采用联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)推荐的比活度模型评价了秦山核电基地氚所致公众辐射剂量。并与同期秦山核电基地周围环境氚监测数据评价公众辐射剂量结果进行比较。基于流出物排放的评价结果与基于环境监测数据的评价结果相差不大,在同一水平。推荐在进行气载氚所致公众辐射剂量评价时采用该比活度模型。 展开更多
关键词 评价模型 剂量
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秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进 被引量:3
14
作者 张勇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期466-470,共5页
秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管,使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷。由于取样管道过长(特别是水平取样管道),会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失。改进后,将气溶胶和碘的取样监... 秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管,使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷。由于取样管道过长(特别是水平取样管道),会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失。改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室,取消了长度为85.4m水平取样管线,取样管改为只有70.6m的垂直管。试验测试及评价结果表明:放射碘的取样校正因子可取作1.65。对于放射性气溶胶,按最保守的估计,事故工况下,其校正因子最大也不可能大于1.65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作1.1。 展开更多
关键词 秦山核电厂 气态流出物 监测系统
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秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析 被引量:3
15
作者 周法清 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1989年第1期17-23,共7页
本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。
关键词 核电厂 应急电源 可靠性分析
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秦山核电站UPS故障导致停机的原因分析 被引量:3
16
作者 李佳 曹祖庭 +3 位作者 徐超 余蓓 汪林 杨耀辉 《中国核电》 2017年第1期34-38,共5页
为确保核安全以及发电机组的安全稳定运行,核电厂重要负荷大都采用UPS供电方式,因此UPS的运行状况也将直接影响到整个电厂的运行。该文章通过分析秦山核电二厂3号机组由于UPS无征兆关机导致下游负荷失电的事件,找出UPS故障原因,并提出... 为确保核安全以及发电机组的安全稳定运行,核电厂重要负荷大都采用UPS供电方式,因此UPS的运行状况也将直接影响到整个电厂的运行。该文章通过分析秦山核电二厂3号机组由于UPS无征兆关机导致下游负荷失电的事件,找出UPS故障原因,并提出整改措施。文章对新电厂UPS的安装、运行与维护具有借鉴意义。 展开更多
关键词 秦山核电 GUTOR UPS 失电
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秦山核电站温排水附近海域鱼类群落分布空间的差异 被引量:3
17
作者 蒋朝鹏 徐兆礼 陈佳杰 《水产学报》 CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1229-1240,共12页
根据秦山核电站温排水扩散数学模拟结果以及在秦山核电站附近海域春季(2010年5月)、夏季(2010年9月)和冬季(2009年12月)渔业资源调查资料,通过聚类分析方法对鱼类群落分布进行划分,从不同群落空间分布及种类组成、种类数及多样性的分析... 根据秦山核电站温排水扩散数学模拟结果以及在秦山核电站附近海域春季(2010年5月)、夏季(2010年9月)和冬季(2009年12月)渔业资源调查资料,通过聚类分析方法对鱼类群落分布进行划分,从不同群落空间分布及种类组成、种类数及多样性的分析等方面,探讨并分析了秦山核电站温排水对附近海域鱼类群落分布的影响。结果显示,春、夏和冬季秦山核电站温排水附近海域均划分为2个群落:温排水影响海域(即群落Ⅰ,以下简称内侧;位于秦山核电站排水口附近,温排水排入水域使水温升高,水温向外侧扩散逐渐降低)和温排水外侧海域(即群落Ⅱ,以下简称外侧)。鱼类群落结构差异表现为春夏季鱼类种类数和多样性指数特征差异一致,外侧高于内侧,数量密度差异较大,夏季和冬季差异明显,呈相异特征。春季鱼类种类数外侧(14种)>内侧(6种),尾数和重量多样性指数(Hn′)平均值类似,外侧(2.30和1.93)>内侧(1.76和1.56),数量密度差异较大,尾数密度外侧(1.95×103个/km)>内侧(0.88×103个/km),而重量密度内侧(6.14 kg/km2)>外侧(2.26 kg/km2),主要与春季温排水影响海域鱼类产卵,鱼类在内侧滞留且体质量较大有关;夏季与春季类似,鱼类种类数、尾数和重量多样性指数、尾数和重量密度都是外侧(11种、1.76、1.92、2.57×103个/km和9.06 kg/km2)>内侧(9种、1.75、1.65、1.98×103个/km和3.67 kg/km2),主要因为夏季水温较高,温排水进入海域改变内侧鱼类群落特征,表现为内侧低于外侧;而冬季与夏季正相反,各指标都是内侧(15种、1.61、1.86、1.09×103个/km和8.64 kg/km2)>外侧(7种、1.24、1.13、0.84×103个/km和4.72 kg/km2),主要与冬季水温较低,温排水影响海域具有暖池效应,形成部分鱼类滞留在此越冬有关。温排水对不同适温性的鱼类影响不同,一些暖温性鱼类能够适应一定的低温,因而在冬季温排水附近海域鱼类暖温种数和种类� 展开更多
关键词 鱼类 群落 温排水 秦山核电站
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秦山核电厂孤网运行应急预案及改进措施 被引量:3
18
作者 陈望 《中国核电》 2018年第4期537-541,共5页
文章介绍了发电机组孤网运行的特点和电网调频的原理,并针对浙江电网线路检修期间,秦山核电厂320 MW机组厂外电源运行可靠性下降,机组面临可能进入孤网运行的风险,进行了事故分析和预想,提出了应急预案,为机组今后发生类似情况时的处理... 文章介绍了发电机组孤网运行的特点和电网调频的原理,并针对浙江电网线路检修期间,秦山核电厂320 MW机组厂外电源运行可靠性下降,机组面临可能进入孤网运行的风险,进行了事故分析和预想,提出了应急预案,为机组今后发生类似情况时的处理提供参考。本文还结合行业经验,针对秦山核电厂汽轮机DEH-ⅢA控制系统的不足,以及缺乏孤网运行经验的情况,提出了针对性的改进建议。 展开更多
关键词 秦山核电厂 孤网运行 事故预想 应急预案 DEH
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秦山核电厂外围环境热释光剂量计监测十年回顾 被引量:3
19
作者 刘鸿诗 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第6期558-565,共8页
回顾了浙江省辐射环境监测站十年(1992~2001)来对秦山核电厂外围环境热释光剂量计(TLD)监测工作。监测结果表明:十年间常规监测测得的秦山核电厂外围环境TLD贯穿辐射剂量率范围为59~170nGy/h,年平均值为91 5nGy/h;历年的监测结果皆比1... 回顾了浙江省辐射环境监测站十年(1992~2001)来对秦山核电厂外围环境热释光剂量计(TLD)监测工作。监测结果表明:十年间常规监测测得的秦山核电厂外围环境TLD贯穿辐射剂量率范围为59~170nGy/h,年平均值为91 5nGy/h;历年的监测结果皆比1989~1990年度本底调查年平均值109 9nGy/h低10%~20%,平均低17%。就这一监测结果进行了初步分析。 展开更多
关键词 核电厂 环境监测 辐射监测 热释光剂量计 TLD
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Transient Analysis of Steam Generator in PWR Nuclear Power Plant 被引量:1
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作者 M.Tahir Khaleeq Lang Wengpeng He Guoseng (School of Automation) 《Advances in Manufacturing》 SCIE CAS 1998年第2期43-50,共8页
The water level control system of steam generator in a pressurized water reactor of nuchear power plant plays an important role which effects the water level control of the steam generator are due the reverse dynamics... The water level control system of steam generator in a pressurized water reactor of nuchear power plant plays an important role which effects the water level control of the steam generator are due the reverse dynamics behavior,so the transient analysis of the steam generator should firstly solve their mathematical models.For determination of dynamic behavior and design and testing of the control system, a nonlinear math model is developed using one dimensional conservation equations of mass,momentum and energy of primary and secondary sides of the steam generator. The nonlinear model is verified with standard power plant data available in the references, then the steady states and transient calculations are performed for full power to 5% power reactor operation of the steam generator of Chinese Qinshan Nuclear Power Plant. 展开更多
关键词 nuclear power plant steam generator nonlinear mathematical model qinshan nuclear powerplant
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