CPR1000相关论文
为实现对CPR1000核电汽轮机控制系统快速且安全的现场调试,建立了基于RELAP5程序的汽轮机仿真模型以替代实际汽轮机设备。计算结果......
CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦......
相比岭澳二期采用的阿尔斯通汽机技术控制方案，阳江核电汽机采用了德国西门子的 汽机控制技术，由此也带来了堆机的协调控制问题。本......
核电站堆芯中子注量率测量系统,简称RIC系统,是核电站重要的仪表系统。本文根据RIC系统机电设备试验要求,运用PLC设计和开发了RIC......
期刊
为了控制混凝土施工裂缝的产生,大体积混凝土通常采取分层分块的施工方法,CPR1000核电站基础也不例外。但是,分层分块法存在费工时......
通过理论计算CPR1000核电站大体积混凝土的温度和收缩应力,表明可以对其进行很好的控制,但混凝土由于自约束的作用,应变测试非常困......
对混凝土浇注过程进行全程分析。采用温度调控的方法控制混凝土的总应力,充分考虑混凝土在早期的快速收缩应力,有针对性考虑浇筑方......
以DN50的核一级升降式止回阀为例,分析了不同阀瓣导向结构、阀瓣质量及阀体阀瓣配合间隙对C v值的影响。
Taking DN50 as the fir......
某CPR1000核电项目采用三菱MELTAC-N plus R3平台的定期试验系统(Automatic Tester)完成反应堆保护系统T2及T3定期试验,该平台及设......
通过对CPR1000核电站核岛与常规岛焊缝的渗透探伤验收标准进行分析对比,阐述了实际工作中在执行相关标准验收焊缝质量时所关注的技......
福岛核事故的经验反馈表明,超设计基准的长时间全厂断电可能发生,核电厂有必要增设移动电源。本文从CPR1000核电厂的电源配置出发,......
针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)出口接管与法兰接管段简体焊接接头在制造阶段超声检验(UT)合格,而役......
以岭澳核电站二期为例,对由中压缸截止阀关闭而误触发汽轮机跳闸表征信号的风险进行分析,并提出了3种改进建议,为核电站中同类型汽......
针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池......
以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h......
针对CPR1000反应堆冷却剂泵(简称主泵)横向支承施工工期长,制约主泵安装整体进度的问题,本文通过开发专用螺栓拉伸机进行螺栓预紧......
简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)的1#密封室法兰16颗螺栓,在建设安装及运行期间因某种原因需......
介绍了CPR1000核电站小修期间发生的电动截止阀阀杆扭曲过程和现况,分析了电动截止阀阀杆扭曲的原因,并对阀门参数及结构型式进行......
随着核电厂运行周期的增长,反应堆一回路窄量程温度探头特性会发生一定的漂移,一回路热工水力特性等因素的改变也将导致一回路平均......
研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结......
根据原则性热力系统的计算方法,分析中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂二次侧热力系统的热经济性。以岭澳核电站二期为例,对......
文章简述福岛核电厂在严重事故应对、设备可用性方面的经验教训,并简要介绍国际上先进压水堆AP1000、EPR设备可用性论证的方法,同......
针对CPR1000核电机组蒸汽对空旁路排放系统(GCT-a)出现的控制指令振荡和阀门失效问题,对GCT-a控制回路的比例积分控制器参数进行优......
针对某改进型三环路压水堆(CPR1000)主管道与蒸汽发生器出口接管安全端焊缝安装阶段射线检验(RT)合格、而役前检查(PSI)阶段射线检......
在CPR1000核电厂的工艺控制中,要求机组负荷变化率超过200 MW/min时,疏水阀打开的响应时间应在2~10 s以内,且需要抵抗1~2 s的扰动......
,Thermal-hydraulic design and transient analysis of passive cooling system for CPR1000 spent fuel st
...
We evaluate the hydrogen depletion ability of the hydrogen depletion system for Chinese Pressurized Reactor 1000(CPR1000......
全寿命监测安全壳的变形是评估其安全状况的重要手段,对于预埋监测应变计的失效则需在壳外壁加装应变计,然而,替代应变计的监测数......
Since the Fukushima accident in 2011,more and more attention has been paid to nuclear reactor safety.A number of evoluti......
本文重点比较了AP1000与CPR1000反应堆压力容器的主体结构,以及由结构带来的相关制造技术上的差异和关注点.通过AP1000反应堆压力......
摘 要：随着社会的发展，人们对能源的使用量越来越大，传统的化石能源是不可再生资源，虽然产生的电能较多，但是不可再生，大量的消耗我国的......
防甩击预埋件是CPR1000改进型压水堆核电站电气连接厂房的一个重要设备, 主要用于锚固防甩击重型钢结构装置.本文着重从EP2预埋件......
该文从挂篮荷载计算、施工流程、支座及临时固结施工、挂篮安装及试验、合拢段施工、模板制作安装、钢筋安装、混凝土的浇筑及养生......
本文简要介绍了中国改进型压水堆核电站CPR1000的技术基础、设计理念和先进技术,说明了它是安全、可靠、成熟、经济、适用我国核电......
介绍了将优选逻辑模块应用于核电站CPR1000机组反应堆保护系统。该模块应用CPLD技术将来自安全级与非安全级系统的控制信号进行优......
该文从挂篮荷载计算、施工流程、支座及临时固结施工、挂篮安装及试验、合拢段施工、模板制作安装、钢筋安装、混凝土的浇筑及养生......
DCS系统安装是核电建设的一个关键路径.文章主要是站在DCS安装专业的角度,阐述了红沿河核电一期工程DCS系统在合同签订、计划制定......
堆内构件下部径向支撑系统为堆内构件的堆芯支撵结构,具有很高的质保要求；同时也是堆内构件施工中的关键路径,且施工精度最高、施工......
CPR1000应急柴油发电机组作为施工风险较高的典型系统（设备），面临首次国产化的技术消化、施工工艺探索等人因课题。本文旨在探究设备......
本文以最新美国NFPA标准与国内现行消防标准的比较，以及CPR1000机组与AP1000机组的比较，分析常规岛消防系统的选择方式，以探讨该消防......
以福清核电1、2#机组工程为例，总结CPR1000压水堆核电站主管道窄间隙自动焊技术应用经验，为同类核电机组主管道焊接提供焊接管理参考......
稳压器加热器系统又称RCP系统是核电站的重要系统,是核岛的重中之重,而且其配电系统相对其他的系统不仅回路多而且原理复杂,调试难......
焊接在CPR1000核岛安全壳钢衬里制作安装过程中是一个非常重要的环节。本文主要通过对核岛安全壳钢衬里常见缺陷的研究，不仅为以后......
在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有......
应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价.首先基于4类典型严重事故序列......
