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未来10年核电先进堆型介绍 被引量：4
1
作者 杨孟嘉 任俊生 周志伟 《国际电力》 2004年第3期32-35,共4页
根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进... 根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本期仅刊出该文的前半部分,涉及ABWR、AP600、AP1000、EPR、System 80+和CANDU等堆型;下期刊出后半部分,涉及AWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR等内容。 展开更多
关键词 核电站 沸水堆 核电堆型 核电工业 安全管理法
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基于技术轨道理论的核电堆型技术创新路线图结构 被引量：3
2
作者 曾建新 刘兵 《湖南科技大学学报（社会科学版）》 CSSCI 北大核心 2013年第5期106-110,共5页
核电技术轨道存在着单轨道的二维结构和多轨道的并列结构,在创新模式上分别体现为顺轨式的改进性创新和跃轨式的革命性创新或融轨式的集成性创新。核电堆型技术创新路线图是市场拉动和技术推动的交互作用下,以创新环节的任务与目标为时... 核电技术轨道存在着单轨道的二维结构和多轨道的并列结构,在创新模式上分别体现为顺轨式的改进性创新和跃轨式的革命性创新或融轨式的集成性创新。核电堆型技术创新路线图是市场拉动和技术推动的交互作用下,以创新环节的任务与目标为时间节点的堆型技术轨道演变轨迹图。植入技术轨道结构的技术创新路线图结构为我国核电堆型技术创新提供了路线图结构框架,对制定具体堆型技术创新路线图具有重要的指导性意义。 展开更多
关键词 技术轨道 路线图 结构 核电堆型 创新
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未来10年核电先进堆型介绍(续) 被引量：2
3
作者 杨孟嘉 任俊生 周志伟 《国际电力》 2004年第4期27-29,共3页
根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划,综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况,以期对近期中国核电工业选择先进核电堆... 根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划,综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况,以期对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本文分两部分,上期刊出第1部分,介绍ABWR、AP600、AP1000、EPR、System80+和CANDU堆型,本期为第2部分,介绍SWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR堆型。 展开更多
关键词 核电站 安全管理法规 商业计划 核电堆型
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第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究 被引量：15
4
作者 吴萍 杨艳晨 +2 位作者 陈昊 易俊 卜广全 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第5期1196-1202,共7页
第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建... 第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。 展开更多
关键词 第三代核电堆型 AP1000 堆芯反应性 状态变量 控制变量 稳定特性
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CMT补水系统的双罐体四区非平衡建模与仿真
5
作者 张亦宁 吉宇 +2 位作者 李法社 张昊春 王亚辉 《昆明理工大学学报（自然科学版）》 CAS 2016年第3期23-28,42,共7页
AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工... AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工况下全压堆芯补水系统的瞬态响应特性作出预测与评价.基于简化的全压堆芯补水箱补水系统,建立了双罐体4区非平衡模型,并运用Simulink动态仿真的方法进行数值模拟,得到了系统内压力、液位等主要参数随时间的变化情况.仿真结果与文献中类似模型的试验、仿真结果参数变化规律一致,能够为CMT补水系统瞬态分析提供理论依据. 展开更多
关键词 堆芯补水箱 重力排放 SIMULINK仿真 AP1000 第3代核电堆型
原文传递
从系统移交看AP1000建造特点
6
作者 郭红艳 《中国高新技术企业》 2015年第27期75-76,共2页
AP1000是我国从美国引进的目前世界最新的三代核电技术堆型。文章通过介绍三门核电站建造的系统移交过程中出现的问题,与AP1000堆型核电站设计特点进行了对比分析,探讨了我国AP1000核电站建造的特点和努力的方向。
关键词 AP1000 系统移交 核电站建造 三代核电技术堆型 核电站设计
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