非能动相关论文
引射器是一种起着泵送作用的流体混合装置，具有结构简单、无运动部件、运行安全可靠等特点，是一种典型的非能动、免维护设备，这使其在......
非能动核电厂由于采用了非能动的设计理念,无需再通过核岛交流电气系统提供急电源,因此其不再与安全相关,若从概率安全分析(PSA)的......
为进一步应对气候变暖、缓解碳排放量和环境污染压力,满足有限区域范围内陆上或海上持续能源动力供应需求,拓展核能动力在偏远区域......
利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研......
模块式浮动反应堆在倾斜和摇摆的海洋环境条件下,驱动线随时面临比竖直固定条件下更加恶劣的落棒环境.为了保证控制棒的落棒时间满......
非能动安全壳冷却系统(PCS)是机组核安全相关系统,通过对系统运行期间可能存在系统误动作、水箱加热器异常、水箱温度和液位异常等......
国家电投在“一带一路”契机的引导下，实施核电“走出去”的重大战略，积极组织研发力量开展技术攻关化，研发的大型非能动核电站CAP140......
中国超临界水冷堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故.堆芯双流程设计导致堆......
2015年4月15日，国务院常务会议核准建设“华龙一号”示范机组。“华龙一号”是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验......
能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2015年5月12日在北京组织召开了能源行业核电标准《非能动压水堆核电厂核岛主要系统布置准......
AP1000作为第三代先进压水堆核电站,安全系统采用了非能动的设计特点,但这些系统完成预期功能是否会受到其它系统的影响,需要进行......
随着AP1000的引进,核电厂安全系统在设计理念上发生了革新型的转变,传统压水堆核电和三代核电(AP1000)各具特色.文章将就国内百万......
"华龙一号"机组设计上采用了先进的非能动安全技术,其中二次侧非能动余热排出系统(PRS)在发生全厂断电事故工况下,能够通过蒸汽发......
介绍PLC在新型非能动双罐交替工作装置中的应用.阐述非能动交替工作装置的结构及工作原理,提出控制方案,并着重给出PLC控制程序的......
CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,......
为了提高核电站现有的非能动氢复合器效率,基于其工作原理作出假设并建立相应的理论模型,将复合器复合效率与内部气体的扩散联系起......
1991年秦山30万千瓦核电站首次并网发电,恰希玛核电站一期、二期于2006年和2011年在巴基斯坦相继建成实现并网发电,3个堆40多堆年......
本文介绍了一种新型的止回阀——非能动控制梭式止回阀,与旋启式止回阀在流体、结构原理、流阻系数、密封、启闭特性等方面进行比......
本文针对压力管式钍基先进核能系统(TANES)提出了一种非能动余热排出(PRHR)系统方案.该方案利用两个回路的自然循环,将事故工况下......
介绍设置在起重机起升机构中的一种非能动安全制动系统,不需要提供额外的动力,也无需由电气系统进行控制,当起升机构的低速级——......
先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性,评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的,用......
分析了AP1000核电站的非能动堆芯冷却系统的组成，并对其子系统的监控界面和触发逻辑组态进行了仿真，形成了一套对系统及触发逻辑的整......
安全壳内置换料水箱（IRWST）为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能......
介绍了非能动设计在压水堆核电机组二回路余热导出方面的工程应用。以我国自主研发的在建堆型“华龙一号”中的二回路非能动余热排......
提出了一种用于非能动安全壳冷却系统的新型空气流道结构,鉴于原空气导流板重量大,材料与施工成本高的弊端,新结构大量减少了空气......
事故情况下的衰变热排出是涉及核安全的重要方面。采用非能动方法来排出衰变热对于提高核反应堆的安全性非常有益。在目前一些先进......
在发生丧失冷却剂事故后,安注箱、堆芯补水箱、非能动余热导出热交换器将相继投用,最终机组将进入安全壳长期再循环。文章阐述了安......
提出了一种用于钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计方案.该热开关基于形状记忆合金原理,当压力管的温度达到340......
提出了一种可应用于钍基先进CANDU型反应堆（TACR：Thorium-based Advanced CANDU Reactor）压力管与排管间的非能动热开关设计方案。该......
提出了一种新的压力管道梭式非能动控制技术。该技术利用管道输送介质的能量来做控制源，可有效解决长输管道中无人力或外加动力出现......
拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架（ACME）是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000......
本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参......
本文以C A P1700核电厂为例，提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案，介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力......
利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC-3D,对AC600安全壳在大破口失水事故情......
大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高......
2004年4月颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》对新建核电厂的安全性提出了更高的要求,除了要开展严重事故预防与缓解措施的研究......
本文基于热声效应原理设计出一种新型的测温装置，用于弥补现今核反应堆内以热电偶等方式测温缺乏非能动特性的不足，可以提高在严苛环......
非能动核电厂对1E级蓄电池的性能要求与能动核电厂有很大差异,目前非能动核电厂采用的1E级蓄电池为铅钙蓄电池,而国内具有核级生产......
第三代非能动先进压水堆(AP1000)核电厂引入了安全系统非能动理念,其快速降压系统第4级(第4级ADS)降压阀所采用的爆破阀是首次在压......
非能动先进压水堆核岛主设备反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的安全端异种金属焊接质量直接影响整个核电系统的安全。文章重点......
为了更深入地了解非能动核电站蒸汽排放控制系统,从蒸汽排放控制系统的组成、功能、基本原理及控制逻辑等方面,对非能动核电站与二......
介绍了核电厂在核电机组热态性能试验期间执行的自然循环试验。以在建机组ACP1000的二回路非能动余热排出系统(PRS)为对象,从自然......
日本福岛核事故以后,对核反应堆系统非能动安全特性提出了更高要求,促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。本文对热......
