安注箱相关论文
核电站安注箱环形高精度螺栓为核电设备群组连接螺栓,采用整体支撑加固工装进行安装定位,解决螺栓沉降、偏位问题以及安装物项精度......
基于复合板的材料特性,国内核电设备中很少使用,大多采用低合金钢板堆焊不锈钢或直接采用不锈钢钢板制造.目前,国核示范工程CAP140......
华龙一号堆型是我国具有自主知识产权的三代百万千万级压水堆核电技术,成功出口巴基斯坦.安注箱是HPR1000堆型自主设计过程中重要......
安注箱封头采用压制瓜瓣焊条电弧焊拼接,由于操作不当,在焊后无损检查时发现存在夹渣、气孔等缺陷,需要返修补焊.安注箱封头为瓜瓣......
AP1000是西屋公司开发的第三代核电技术,内盛有硼水,硼水被压缩氮气覆盖,以便在必要的情况下快速注入液流,用于对反应堆事故状态堆......
为解决我国压水堆大破口失水事故分析中没有合理、可靠分析程序的问题,同时为审核计算我国自行设计建造的第一个压水堆核电厂的安......
模拟和研究核电厂事故工况下瞬态热工水力特性的综合试验装置,经二年多的筹建,已进入安装阶段。目前二台主循环泵、蒸汽发生器、......
利用RETRAN02程序对秦山核电厂的主蒸汽管破裂(MSLB)为初因事件的各序列瞬态进行了初步研究,以判明哪些序列会导致堆芯熔化,或存......
ROSA-Ⅳ/LSTF是日本的一个大型热工水力台架。它用来模拟核电厂系统的各种热工水力现象、行为及各种运行瞬态和事故工况。RUN SB-......
分析和研究核电站系统小破口失水事故是核电站系统安全研究最重要的课题之一,而核电站系统安全分析程序是核电站系统安全研究的重......
改进型压水堆(APWR)是在三哩岛和切尔诺贝利核电站发生严重事故后提出的,其目标是通过改进设计来提高核电厂的安全性、经济性和标......
本计算的目的是在设计所给定的热载荷条件下,遵照规范规定和设计要求,对安注箱进行热应力分析,以判定其是否具有承受热载荷的能力......
本分析的目的是在设计所给定的地震载荷下,按照规范的相关规定和设计要求,对装置进行抗震分析,以判定安注箱是否具有承受动载荷的......
本计算的目的是在设计所给定的载荷(自重、内压、地震、净水压力、接管载荷)条件下,遵照规范规定和设计要求,对装置进行结构屈曲分......
本计算的目的是在已得到的静力、动力和热膨胀等应力结果基础下,遵照规范规定和设计要求,对装置进行综合应力评定,以判定安注箱是......
本计算的目的是在已经得出的安注箱的地脚螺栓反力计算结果(含静力、抗震及热应力结果)的基础上,结合规范相关规定,对安注箱的地脚......
西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计......
秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结 果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与......
本文简要介绍法国一体化压水堆 C.A.P.的结构、非能动安注系统和主要特点。C.A.P.布置紧凑,自然循环能力强,固有安全性好,建造周期......
文章介绍了RETRAN-02程序的自洽稳态初始化评价、调整原则和特殊模型的选用,并以秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故为例进行了分析讨论......
铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的１００ＭＷ铀氢锆小型动力堆ＩＮＳＵＲＥ—１００正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上......
应用Catem程序分析计算秦山二期核电站在失水事故工况下堆坑内各处温度、压力随时间的变化,随后用Wformom程序分析计算作用在压力......
采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热工水力......
介绍了恰希玛核电站全范围模拟机的软件背景、模拟系统、工艺部件、运行模式及计算模型,并以APROS和RELAP5对几种典型事件为例进行......
在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事......
【英国《国际核工程》网站2009年4月1日报道】日本三菱重工(MHI)设计了一款专门针对欧洲市场的先进压水堆(APWR),目前正按照“欧洲......
安注箱是一种在核电站发生事故时向事故设备注射冷却水的先进设备.它对缓解核反应堆冷却水损失事故非常有利.本文在国外已有的新型......
基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时......
3月14日,华龙一号首堆示范工程——福清核电5号机组两台安注箱通过出厂验收,并发往福清核电站施工现场,为华龙一号首堆示范工程建......
对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口......
近日,我国第一座CAP1400型压水堆核电示范电站1号机组安注箱水压试验一次成功。制造安全注水箱所使用的不锈钢复合板材料全部由太......
本文主要阐述了某核电项目3000T大吊车在施工过程中,根据不同阶段的规划布置原则以及大吊车特点,科学地进行站位点和行走路线规划,......
基于复合板的材料特性,国内核电设备中很少使用,大多采用低合金钢板堆焊不锈钢或直接采用不锈钢钢板制造.目前,国核示范工程CAP140......
安注箱作为AP1000核电非能动堆芯冷却系统中一个重要的设备,也是首台到施工现场安装的核安全级设备,因此在设备安装过程必须严格控......
11月24日12月17日12月17日,中国核工业集团公司总经理、党组副书记钱智民一行走访东方电气德阳制造基地,这是继11月24日访问东方电......
<正>6月4日,"华龙一号"首堆示范工程福清核电5号机组顺利完成钢衬里设备闸门套筒吊装,正式开始设备运输通道的建设。此次吊装于13......
泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密......
根据核电站安注箱复合板设计规范要求，太钢自主研发出调质型安注箱用复合板基板SA533BCl．1。钢板具有性能一致性好、厚度方向性能差......
文章通过对成形后壳体厚度数据的分析,找出了压制成形后的壳体厚度变化分布规律。基于核安全和经济性两方面,分别从设计、制造的角......
<正>4月是"华龙一号"首堆示范工程开工建设的第11个月。随着厂房高度的不断变化,设备吊装工作也穿插在土建施工的过程中,紧锣密鼓......
通过有限元模拟对复合钢板的冷／热成形过程进行数值计算，获取其在生产制造过程中所需要满足的剪切强度要求，并研究不同的成形工艺对复......
基于CPR1000安注箱的结构和材料，对其结构和材料进行了改进设计。通过将容器、裙座和水按照它们各自的材料特性进行建模和分网，将容......
安全注入系统安注箱内硼酸溶液用氮气加压覆盖,当氮气温度过低时,可能导致硼酸溶液温度下降而结晶。本文以A核电厂安全注入系统为......
