秦山30万千瓦核电站的技术特色

1

作者 欧阳予 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1990年第4期290-294,5,共5页

秦山核电站在技术上与世界各国压水堆核电站有许多共同之处,但也有不少结合我国国情和经过自行开发研究所形成的技术特色。本文叙述其中若干技术特点。

关键词 核电厂 压水型 反应堆 30万千瓦

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回流流动极限实验研究综述 被引量：10

2

作者 彭云康 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第6期556-560,共5页

回流冷凝是压水堆发生失水事故(LOCA)时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失、自然循环又不能建立起来时,堆芯剩余释热依然能靠回流冷凝带出。但在一定条件下会出现回流流动极限CCFL (Countercurrent Flow Limitation),并因此增... 回流冷凝是压水堆发生失水事故(LOCA)时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失、自然循环又不能建立起来时,堆芯剩余释热依然能靠回流冷凝带出。但在一定条件下会出现回流流动极限CCFL (Countercurrent Flow Limitation),并因此增加堆芯踝露程度。本文介绍了国外一些研究者在CCFL方面的研究成果,并建议开展CCFL研究。 展开更多

关键词 回流流动极限 压水型堆 冷却剂丧失

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我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议 被引量：8

3

作者 施仲齐 杨玲 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1992年第4期289-302,3,共14页

用偏保守的压水堆核电厂堆芯熔化事故源项和我国在建核电厂厂址资料,分析事故后果,与选定的干预水平相比较,导出了这些核电厂烟羽应急计划区的大小,并与美国相类似的推导和结果进行了比较。根据我国的实际情况,部份地根据上述分析,建议... 用偏保守的压水堆核电厂堆芯熔化事故源项和我国在建核电厂厂址资料,分析事故后果,与选定的干预水平相比较,导出了这些核电厂烟羽应急计划区的大小,并与美国相类似的推导和结果进行了比较。根据我国的实际情况,部份地根据上述分析,建议我国核电厂(压水堆类型)烟羽应急计划区可按堆功率的大小和厂址条件选择等于或小于10公里,计划撤离的半径等于或小于5公里。 展开更多

关键词 核电站 事故 烟羽 压水型堆

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PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究 被引量：4

4

作者 张伟国 高凤琴 周洪毅 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期367-375,共9页

用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道... 用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。 展开更多

关键词 压水型堆 蒸汽发生器 应力腐蚀开型

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压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究 被引量：4

5

作者 黄芳芝 郑福裕 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第6期498-501,507,共5页

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上,应用应急操作规程,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)进行了实验研究,总结了处理SGTR事故的体会,介绍了SGTR事故停堆后,操纵员最紧要的干预操作,以及如何干预、何时干预等问题。作者还... 本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上,应用应急操作规程,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)进行了实验研究,总结了处理SGTR事故的体会,介绍了SGTR事故停堆后,操纵员最紧要的干预操作,以及如何干预、何时干预等问题。作者还对SGTR事故处理中,是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自己的看法。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 事故 核电站 压水型堆

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反应堆冷却剂部分丧失时燃料包壳完整性分析方法 被引量：4

6

作者 田盛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第3期249-255,共7页

本文介绍了冷却剂部分丧失时压水堆燃料包壳完整性分析方法,提出了关于包壳腐蚀与吸氢、包壳强度、包壳瞬时坍塌与蠕变坍塌的判定准则与分析模型,并给出了后两个分析模型的验证结果。

关键词 压水型堆 燃料包壳 冷却剂丧失

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蒸汽发生器一次侧表面预处理技术 被引量：2

7

作者 张富源 甘建衡 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第3期282-288,共7页

希农Ｂ－１的现场试验表明，在蒸汽发生器投入使用前，电解抛光和钝化处理使一次侧封头部件的内表面变光滑，能明显地减少放射性积累．现在，法国已开始在所有新蒸汽发生器上采用这项新技术，并处理了约３０台．本文简要地介绍该技术的... 希农Ｂ－１的现场试验表明，在蒸汽发生器投入使用前，电解抛光和钝化处理使一次侧封头部件的内表面变光滑，能明显地减少放射性积累．现在，法国已开始在所有新蒸汽发生器上采用这项新技术，并处理了约３０台．本文简要地介绍该技术的基本原理、一般工艺方法和主要优点，同时建议国内尽快进行研究，进而使之应用于核工程上． 展开更多

关键词 蒸汽发生器 表面预处理 压水型堆

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（前）苏联压水堆核动力装置事故分析 被引量：1

8

作者 赵兆颐 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第5期444-448,453,共6页

本文介绍了（前）苏联压水堆核电厂及核潜艇的较重大事故的起因、过程及后果，分析了事故原因，指出了应从中吸取的经验教训。

关键词 事故 苏联 核动力装置 压水型堆

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船用压水核反应堆系统自然循环分析 被引量：1

9

作者 张金玲 郭玉君 +4 位作者 秋穗正 苏光辉 贾斗南 喻真烷 陈学俊 《辐射防护通讯》 1994年第4期14-20,共7页

给出了考虑倾斜和匀加速上浮或下沉的船用压水反应堆核动力装置一回路自然循环的热工水力特性模型及数学描述。用标准ＦＯＲＴＲＡＮ－７７语言编制了计算、分析各种不同运行方式下，稳态自然循环载热力能力的计算机程序ＳＮＣＮＲ－０... 给出了考虑倾斜和匀加速上浮或下沉的船用压水反应堆核动力装置一回路自然循环的热工水力特性模型及数学描述。用标准ＦＯＲＴＲＡＮ－７７语言编制了计算、分析各种不同运行方式下，稳态自然循环载热力能力的计算机程序ＳＮＣＮＲ－０１，分别在考虑和不考虑倾斜和匀加速上浮、下沉的情况下。 展开更多

关键词 自然循环 核动力船 压水型堆

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压水堆核电厂堆芯燃料管理优化研究 被引量：2

10

作者 李冬生 章宗耀 谢仲生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期318-325,共8页

本文简述了用线性规划方法迭代求解优化问题的数学模型和以此为基础研制的堆芯燃料管理优化设计程序FMOP,并给出了对600MW核电厂压水堆所作的优化计算结果与分析。

关键词 最佳化 核燃料管理 压水型堆

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压水反应堆控制系统动态仿真研究 被引量：1

11

作者 俞忠原 龚世璋 杨本坤 《应用科技》 CAS 1993年第4期39-47,共9页

介绍了压水反应堆控制系统实时仿真模型、数值计算方法、实时仿真程序。仿真试验表明,完全满足实时仿真要求,且计算的动态特性与实际试验数据基本吻合。

关键词 实时仿真 控制系统 压水型堆

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低氧化态金属离子(LOMI)去污技术研究 被引量：2

12

作者 黄富端 余德贵 +1 位作者 吕敬琚 谢银燕 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第5期70-75,共6页

本文简要介绍了 LOMI 去污技术的研究,其中包括某些基础性试验研究及试剂制备;去污剂的脱膜效率、腐蚀速率试验;对 PWR 模拟污染部件的去污试验以及放射性废水的处理方法等。试验证明 NP/LOMI 去污技术和本文研究的废水处理技术应用于 P... 本文简要介绍了 LOMI 去污技术的研究,其中包括某些基础性试验研究及试剂制备;去污剂的脱膜效率、腐蚀速率试验;对 PWR 模拟污染部件的去污试验以及放射性废水的处理方法等。试验证明 NP/LOMI 去污技术和本文研究的废水处理技术应用于 PWR 是可行的,并具有一定的优越性。 展开更多

关键词 金属离子 去污 压水型堆

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2×600MW压水堆核电厂的上网电价计算与分析 被引量：2

13

作者 彭士禄 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第2期97-106,共10页

本文提出了压水堆核电厂上网电价方程,并对2×600MW核电机组的固定投资、年利息率和资金回收期假定了几种不同数值,在此基础上进行了上网电价计算。经过分析得出上网电价为20—25分人民币/KW·h情况下的固定投资、年利息率和资... 本文提出了压水堆核电厂上网电价方程,并对2×600MW核电机组的固定投资、年利息率和资金回收期假定了几种不同数值,在此基础上进行了上网电价计算。经过分析得出上网电价为20—25分人民币/KW·h情况下的固定投资、年利息率和资金回收期的控制值。 展开更多

关键词 上网电价 核电站 压水型堆 电价

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压水堆硼稀释事故的计算 被引量：1

14

作者 杨顺海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第6期86-88,共3页

一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果... 一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算。 展开更多

关键词 压水型堆 反应堆事故 硼稀释事故

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三十万千瓦压水堆核电站一回路超压保护系统改进设计方案探讨 被引量：1

15

作者 夏志定 《核电工程与技术》 1996年第2期32-39,共8页

本文介绍了西方国家压水堆核电站超压保护的设计模式以及三哩岛事件后的设计要求。作者根据３０万千瓦核电站的情况提出了改进方案。方案对于今后３０吉瓦核电站的设计具有参考价值。

关键词 压水型堆 核电站 超压保护系统

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压水堆压力释放装置及其配置 被引量：1

16

作者 盛慧先 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第6期508-515,522,共9页

PWR的压力释放装置主要有四种类型:直接作用式安全阀、先导操作压力释放阀、动力作用式压力释放阀和具有辅助装置的安全阀。本文介绍了近期国内外PWR装置上使用的这几种压力释放装置的工作原理、特点、配置、排量的可信任度、使用经验... PWR的压力释放装置主要有四种类型:直接作用式安全阀、先导操作压力释放阀、动力作用式压力释放阀和具有辅助装置的安全阀。本文介绍了近期国内外PWR装置上使用的这几种压力释放装置的工作原理、特点、配置、排量的可信任度、使用经验和发展趋向。着重介绍了前两种压力释放装置。 展开更多

关键词 压水型堆 压力释放系统 配置

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大亚湾核电站压水堆冷却剂管道安装 被引量：1

17

作者 陈玉祥 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第1期1-6,18,共7页

简要介绍了大亚湾核电站反应堆冷却剂管道的安装程序，冷却剂管道的预制、就位调整、对口焊接和检验，以及系统试压、管道保温层安装等工作．

关键词 压水型堆 冷却剂 管道 安装

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流动欠热水中空泡份额变化的实验研究 被引量：1

18

作者 阎昌琪 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1992年第4期303-309,3,共7页

对垂直向上流动过程的欠热水中汽泡的凝结及空泡份额沿流动方向的变化问题做了实验研究和理论分析。给出了欠热水中空泡份额沿流动方向变化的试验研究结果。通过对汽泡冷凝过程的传热机理分析,给出了垂直向上流动欠热水中计算空泡份额... 对垂直向上流动过程的欠热水中汽泡的凝结及空泡份额沿流动方向的变化问题做了实验研究和理论分析。给出了欠热水中空泡份额沿流动方向变化的试验研究结果。通过对汽泡冷凝过程的传热机理分析,给出了垂直向上流动欠热水中计算空泡份额的公式,此公式与试验结果吻合较好。 展开更多

关键词 欠热水 冷凝 压水型堆 传热

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小破失水事故喷放阶段临界时间的实验研究和理论计算 被引量：1

19

作者 苏光辉 喻真烷 +3 位作者 郭玉君 张金玲 秋穗正 贾斗南 《辐射防护通讯》 1994年第4期1-6,共6页

压水堆发生失水事故时，从喷放开始到发生临界热流密度ＣＨＦ这一段时间称为临界时间ｔＣＨＦ·ｔＣＨＦ决定了安全保护系统必须投入的时间，正确计算ｔＣＨＦ非常重要。本文分析了Ｇｒｉｆｆｉｔｈ方法的缺点，对所作的较大的改进... 压水堆发生失水事故时，从喷放开始到发生临界热流密度ＣＨＦ这一段时间称为临界时间ｔＣＨＦ·ｔＣＨＦ决定了安全保护系统必须投入的时间，正确计算ｔＣＨＦ非常重要。本文分析了Ｇｒｉｆｆｉｔｈ方法的缺点，对所作的较大的改进与实验值的比较。 展开更多

关键词 临界时间 冷却剂丧失 压水型堆

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压水堆核电站二回路蒸汽循环及其改进 被引量：1

20

作者 吴存真 肖杰 屠传经 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第5期454-459,共6页

本文分析了压水堆核电站二回路饱和蒸汽循环的系统热效率及汽轮机高、低压缸排汽湿度与新蒸汽初参数、汽轮机分缸压力比之间的关系．在与他和蒸汽循环比较的基础上，分析了微过热蒸汽循环的系统热效率和高、低压缸排汽湿度受新蒸汽初压... 本文分析了压水堆核电站二回路饱和蒸汽循环的系统热效率及汽轮机高、低压缸排汽湿度与新蒸汽初参数、汽轮机分缸压力比之间的关系．在与他和蒸汽循环比较的基础上，分析了微过热蒸汽循环的系统热效率和高、低压缸排汽湿度受新蒸汽初压、初温及汽轮机分缸压力比的影响。在此基础上，给出了两种循环的比较结果及循环的最佳运行参数范围。 展开更多

关键词 核电站 二回路 蒸汽循环 压水型堆

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