搜索结果: 121-135 共查到“核科学技术 核电站”相关记录243条 . 查询时间(0.261 秒)
核电站温排水的热污染控制对策
核电站 余热利用 对策 生态工程
2010/1/11
核电站温排水的余热排放对生态环境造成的负面热影响(即热污染)已日益引起社会关注。文章基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强以及电厂温排水余热的利用方式单一、利用效率不高的现状,提出我国现阶段核电站温排水的热污染控制需从温度标准制定(即温排水混合区若干关键控制参数的确定)和温排水余热的综合利用途径的开发这两方面入手,同时开展深入细致的研究。在对国外的主要余热利用途径和国内火电厂余热利用途径调研、分...
大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价
大亚湾核电站 换料水箱
2009/12/3
分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案(方案1)。
压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势
压水堆核电站 热工水力
2009/12/3
比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围,着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用,阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。
英国计划兴建10座新核电站
英国 核电站
2009/11/12
核电站乏燃料对生物圈的影响及 ADS 对策
核电发展 乏燃料 毒性 加速器驱动的次临界系统
2009/10/28
介绍了核电发展状况和核电产生的乏燃料中的锕系及长寿命裂变产物核素, 在毒性方面评述了这些核素对生物圈的影响, 最后提出用加速器驱动的次临界系统嬗变核废物的对策, 以减轻或消除核废物对生物圈的影响。
压水堆核电站锆水反应微观机理
压水堆 严重事故 锆水反应 反应机理
2010/3/29
压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/321G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理,并计算了反应速率常数。计算结果表明,锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小,是锆水反应的速控步。在微观上研...
球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架
概率安全分析框架 高温气冷堆 释放类
2010/5/4
通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研,结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点,提出以始发事件为起点,以事件序列为主干,以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架。分析表明,HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定。
基于自适应AR模型的核电站松动件报警方法
自适应AR模型 松动件 报警
2010/7/6
为能快速准确地检测到核电站一回路零部件的松动或脱落,提出1种基于自适应AR(auto-regressive)模型的松动件报警方法。该方法利用自适应AR模型跟踪一回路中背景噪声的变化,先对信号进行白化处理,再计算白化后信号的短时均方根(RMS),设置RMS动态阈值实现报警。采用秦山核电站一号机组背景噪声和松动件碰撞信号叠加进行了仿真试验,结果表明,该方法能够在低信噪比和噪声复杂变化的条件下快速检测出...
压水堆核电站铁水反应机理研究
压水堆 铁水反应 反应机理
2010/7/5
从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在B3LYP/6-311+G(d)理论模型上研究了压水堆严重事故下铁水反应的微观机理,并计算了活化能。结果表明,铁水反应是由两个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应活化能较大,是铁水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步...
高温气冷堆核电站示范工程初步设计审查会举行
高温气冷堆核电站 设计审查会
2009/9/3
中国首个百万千瓦级核电站数字化处理系统改造通过鉴定
中国 首个 核电站
2009/8/31
模块式高温气冷堆核电站的运行特性研究
模块式高温气冷堆 运行特性 动态模型 控制器
2009/8/25
球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)由于具有多个模块,运行特性比单堆电站更复杂。利用集总参数方法建立了HTR-PM的动态模型,并利用该模型对电站的运行过程进行了仿真。升功率运行的仿真结果表明,蒸汽温度严重偏离了正常允许值。设计了1个基于蒸汽温度的简单控制器,仿真结果表明,该控制器能很好地对电站进行运行控制,结果令人满意。
我国在世界率先使用模块化施工方法建设核电站
世界 模块化施工方法 核电站
2009/7/6
非能动核电站主给水丧失事故仿真研究
AP1000 非能动余热排出系统 主给水丧失 仿真
2010/7/6
AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在...
世界首座AP1000核电站最快2013年投产
世界首座 AP1000核电站
2009/6/8