检索结果-内蒙古大学图书馆

核电站除盐器废树脂更换系统用阀门配置优化研究

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阀门 2015年第1期 7-9,35页

作者：王亮李毅杨钊谢杨陈志辉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

研究了压水堆核电站化学和容积控制系统除盐器放射性废树脂更换操作工艺相关的阀门配置特点和配置优化方案,分析了如何降低操作人员的职业照射剂量及简化阀门配置和提高操作可靠性。

关键词：核电站用阀除盐器配置优化

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AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究

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科技视界 2015年第22期 251-252,317页

作者：王银丽罗炜张英朱宏亮杨戴博袁彬中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正... 详细信息

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。

关键词：核电厂核仪表系统功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值时间常数

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卸压箱爆破片螺栓拧紧力矩计算方法研究

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科技视界 2015年第19期 218-219页

作者：陈树毛辉辉何子昂张敏杰田宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

在国家自主知识产权华龙一号核电站设计中,反应堆冷却剂系统稳压器卸压箱参数变化很大,卸压箱爆破片作为卸压箱的重要组成部分,是防止卸压箱超压的重要安全装置。爆破片通过螺栓安装在卸压箱上、下人孔法兰之间,其安装螺栓的拧紧力矩必... 详细信息

在国家自主知识产权华龙一号核电站设计中,反应堆冷却剂系统稳压器卸压箱参数变化很大,卸压箱爆破片作为卸压箱的重要组成部分,是防止卸压箱超压的重要安全装置。爆破片通过螺栓安装在卸压箱上、下人孔法兰之间,其安装螺栓的拧紧力矩必须经严格的计算并满足要求。对爆破片安装螺栓的拧紧力矩进行了计算分析,并提出螺栓的拧紧顺序与力矩要求。

关键词：拧紧力矩爆破片计算分析

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非能动技术在自主化三代核电技术的应用

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科技视界 2015年第23期 263-264页

作者：张晓华李峰喻娜鲜麟邱志方中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

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设计上的应用情况,介绍了ACP1000重要的非能动安全系统,对能动安全技术和非能动安全技术的应用提出了见解,并进一... 详细信息

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设计上的应用情况,介绍了ACP1000重要的非能动安全系统,对能动安全技术和非能动安全技术的应用提出了见解,并进一步讨论能动与非能动相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。

关键词：非能动安全 AP1000 ACP1000 三代核电

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数据中心应急关机处置方案研究

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机械设计与制造工程 2015年第5期44卷 52-54页

作者：杨大为肖安洪张娜冯云娇彭辉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

介绍了数据中心在遇到突发情况时,为确保信息系统在短时间内安全、高效地完成停机操作,如何通过制定应急关机计划,以此避免由于次生灾害对数据中心带来的进一步损失,为系统的运行安全和数据的存储安全提供技术保证。

关键词：数据中心容灾处理紧急关机

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断路器欠压脱扣降敏技术研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 158-159页

作者：刘堂胜刘立新刘鎏毛翔李玉姣中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

断路器欠压脱扣电路较为敏感，在特定物理震动或电磁扰动环境下，容易导致开关误动作。本文开展断路器欠压脱扣降敏技术研究，通过试验验证了误动机理，设计了对应的降敏电路，既保证了驱动电路的灵敏性，同时又避免了扰动导致的误动作。

关键词：断路器降敏技术

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核级设备缺陷的分析和处理

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科技视界 2015年第27期 10-11页

作者：李焕鸣侯晔邓丰赵薇娜中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

国内核电高速发展,但核电的发展必须是以安全为第一原则,大量新建机组的建立对核电厂的安全运行提出了更严苛的要求。核电设备作为核安全屏障的主设备是决定核安全水平的关键因素。我国已建立全面完整的核电规范和技术体系,但是涉及设... 详细信息

国内核电高速发展,但核电的发展必须是以安全为第一原则,大量新建机组的建立对核电厂的安全运行提出了更严苛的要求。核电设备作为核安全屏障的主设备是决定核安全水平的关键因素。我国已建立全面完整的核电规范和技术体系,但是涉及设备维修的章节还是以确定设备维修策略为主,在工程实践中更多依靠设计体系中的在役检查规范。

关键词：核级设备缺陷分析处理

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超临界水冷堆压力容器设计

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一重技术 2015年第3期 18-21页

作者：王小彬李玉光罗英方才顺中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室工程师成都610041

基于中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)总体性能参数,对超临界水冷堆(SCWR)反应堆压力容器进行研究,提出SCWR反应堆压力容器总体设计思路,从主腔室和出口腔室材料选择上提出多种具有应用前景的压力容器设计方案:如采用SA 508 3级Ⅰ类... 详细信息

基于中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)总体性能参数,对超临界水冷堆(SCWR)反应堆压力容器进行研究,提出SCWR反应堆压力容器总体设计思路,从主腔室和出口腔室材料选择上提出多种具有应用前景的压力容器设计方案:如采用SA 508 3级Ⅰ类、SA 508 3级Ⅱ类钢或SA 508 4N级Ⅰ类钢的主腔室和采用Inconel690合金或9Cr-1Mo-V钢的出口腔室。

关键词：超临界水冷堆反应堆压力容器设计思路设计方案

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超流量工况下PWR燃料系统影响分析

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科技视界 2015年第24期 98-99页

作者：李云张林张吉斌朱发文马超中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

本文介绍了国内二代加核电站调试过程中出现的流量超限情况,分析了流量超限工况下燃料系统的安全性及可靠性,特别针对落棒时间、燃料棒流致振动、燃料组件压紧功能等方面进行了评价,对燃料系统各部件的结构完整性是否受到影响也进行了... 详细信息

本文介绍了国内二代加核电站调试过程中出现的流量超限情况,分析了流量超限工况下燃料系统的安全性及可靠性,特别针对落棒时间、燃料棒流致振动、燃料组件压紧功能等方面进行了评价,对燃料系统各部件的结构完整性是否受到影响也进行了评价。结果表明,超流量工况下,燃料系统仍能安全可靠的运行。

关键词： PWR 超流量燃料系统安全性可靠性

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关于稳压器接管过盈量设置的研究

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科技视界 2015年第26期 263-265页

作者：李焕鸣汤臣杭黄燕赵薇娜中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

稳压器是电站一回路重要设备,为保障其压力边界的完整性,需要保护设备的薄弱部位。为此稳压器筒体工艺接管焊接前,将接管以冷装工艺安装至筒体,以提供一定的拔脱力。安装过盈装配的过盈量直接关系到过盈装配的拔脱力,对于保护稳压器承... 详细信息

稳压器是电站一回路重要设备,为保障其压力边界的完整性,需要保护设备的薄弱部位。为此稳压器筒体工艺接管焊接前,将接管以冷装工艺安装至筒体,以提供一定的拔脱力。安装过盈装配的过盈量直接关系到过盈装配的拔脱力,对于保护稳压器承压边界完整有重要意义,对冷装工艺下的接管过盈量计算进行了讨论,并对过盈量的设置给出了建议。

关键词：稳压器冷装过盈量有限元

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