ACP1000相关论文
利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系......
ACP1000核电厂主泵泵壳锻件材料为ASME SA508-3低合金钢,该锻件形状复杂、 质量大,锻造、 热处理条件差,因此对冶炼、 浇注、 锻造......
此文在论述开发ACPl000计量软件的重要性、必要性和可行性的基础上。提出如何以PDMS数据文件为基础开发计量软件的思路，并将其应用......
ACP1000项目新增了用于事故缓解的非能动系统——非能动安全壳热量导出系统(PCS),该系统具有事故后安全壳长期排热、保持安全壳完......
日本福岛事故后核电厂抵御极端自然灾害能力受到广泛关注，世界上各个国家都积极开展相关研究，而地震一直是核电厂工程安全问题的主要......
介绍了ACP1000核电堆内构件用大锻件的国产化研制工作和研制结果。研制目的是掌握ACP1000核电堆内构件用大锻件的制造工艺。实现堆......
使用SCIENCE程序包对MOX燃料组件进行了初步设计和研究。在此基础上,对采用部分MOX燃料组件的ACP1000堆芯开展燃料管理研究,得到由......
本文通过对ACP1000（即华龙一号）装卸料机控制系统的设计审查及衍生问题,阐述了设计审查对设计质量及采购成本的两头延伸作用,充分体......
分析并讨论了制定ACP1000核电厂焊接工艺评定遇到的主要技术难题,包括参考版本、与国内核电标准体系的衔接、以及参考标准存在的问......
核电站控制室系统需要提供安全级（1E级）控制手段以维持电厂的安全运行。在ACP1000等国产化三代核电的出口项目中，由于受到出口禁运的......
稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一，在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护，在 ACP1000与二代加压水堆......
根据工艺提供的设计荷载和形状参数,按照GB 50010—2010介绍了ACP1000内层安全壳某设备非标预埋件的设计方法,并参照ACI 349—13,......
<正>自主开发出"中国品牌"的百万千瓦级核电,是核工业人的梦想。为了这个梦想,他们付出了十多年的努力,经过持续研发、不断改进和......
当今社会,公众对核电站的安全问题日益关注。因此,如何确保核电站在正常运行、事故工况及自然灾害过程中的安全和完整性是核电站设......
首先对核反应堆设计中非能动安全技术的概念和分类进行了介绍,在此基础上归纳整理非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的......
ACP1000作为拥有完整自主知识产权的核电技术,其严格遵循和贯彻＂纵深防御＂设计要求,加强严重事故应对措施。核岛疏水排气的设计起到......
核电厂安全级DCS系统是实现在事故工况下紧急停堆和启动专设安全设施的重要功能,以保障核安全.基 于系统的重要性,采用多样性设计......
中国自主三代ACP1000的初步设计，已通过了国家核行业权威鉴定。这标志着ACP1000独立出口的条件已基本具备，能够开始参与国际市场竞争......
