M310相关论文
M310型压水堆由于优点众多在我国运用广泛，福岛事故后，核电站的安全可靠成为了核电发展的基石，是核电事业稳定发展的保证。因此严重事......
传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量.但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修......
随着我国经济的发展,核电作为一种清洁高效的能源得到了国家高度的重视,大量核电项目在设计和建设当中.当前我国投运和在建的最重......
本文阐述和分析了M310和ACP100主给水除氧器低压给水系统的工艺流程，进一步分析了ACP100除氧器低压给水系统的检测信号、控制信号接......
本文针对M310反应堆建立了大破口失水事故(LBLOCA)始发应急工况进程预测方法。根据事故特点将复杂的一回路进行合理简化,对质量守......
目前国内在建以及规划建设的核电站主要有法国M310堆型改进型（二代和二代加）和美国AP1000堆型（三代）,其中M310改进堆型以目前辽宁红沿......
压水堆核电厂M310机组辅助给水系统汽水分离器下游多台疏水调节阀因气蚀内漏失去阀门调节功能,影响汽水分离器疏水效果影响阀门功......
针对蒸汽发生器的吊装,本文详细介绍了M310堆型吊装方式与AP1000开顶法吊装方式的工艺与专用吊具。从主设备安装的角度分析了两种......
【正】针对M310堆顶通风冷却系统,建立了包括控制棒驱动机构的堆顶冷却结构仿真模型,根据冷却结构气体流动特点,应用六面体网格进......
AP1000堆型作为典型的第三代核电站,在堆外核测系统的信号侧设计上相比国内典型二代堆M310堆型的设计做了较大改进.本文将针对AP10......
压水堆M310核电机组调试阶段振动测量工作,从第一个系统调试开始,至机组100%核功率结束。长期开展的工作特性为以往质量控制带来极......
简述了AP1000的非能动堆芯冷却系统的功能、组成和发生失水事故时的非能动安全注入过程,以及M310安全注入系统的功能、组成和安注......
压水堆的延伸运行模式,是指在核电厂燃料循环寿期末,一回路的硼浓度小于10ppm、功率控制棒全抽出位置时,通过降温和降功率引入反应......
M310核电厂安全注入系统是与核安全息息相关的重要系统，在机组调试启动阶段和换料大修阶段均要对安全注入系统进行定期验证与调整。......
文章介绍了M310核电机组辅助给水系统（ASG）的主要功能和组成。ASG系统汽动泵疏水的来源及疏水方式。指出当前状态下汽动泵各个疏水方......
VVER机组为我国引进的俄罗斯的压水堆,在国内仅在田湾建设。M310为目前在国内大规模商用应用的主力机型。虽然二者之间在设计理念......
电容式差压变送器在高静压下会产生较大的测量偏差,针对福清1号机组调试执行TP1RCP59反应堆冷却剂流量验证试验(以下简称TP1RCP59)......
AP1000核电站是第三代核电技术,M310核电站是二代加核电技术,其各个部位都需要涂层进行防护。由于堆型的不同,对涂层的要求也不尽......
保护系统是核电站中保证核电安全的重要系统,采用数字化技术设计保护系统已成为当前的主流。核安全法规、标准对保护系统设计提出......
对压水堆核电厂(M310)仪用电缆及其选型进行了分类,明确了电缆设计选用原则,并通过在项目中的实际应用分析电缆选型设计思路,为后......
在核电厂中,堆芯测量系统用于测量堆芯中子通量水平,在事故和事故后工况下为操作员提供堆芯温度和过冷裕度的变化趋势。AP1000堆芯......
