搜索结果: 1-7 共查到“裂变堆工程技术 核电站”相关记录7条 . 查询时间(0.038 秒)
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。
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...
2009年2月11—12日，由我校承担的863重点项目“大型压水堆核电站关键结构材料与工程应用技术”项目启动会在学校会议中心召开。科技部高技术中心新材料处处长卞曙光、项目主管傅殿霞，863领域专家张国庆教授应邀出席了会议。会议由科技处王西涛处长主持，谢建新副校长参加会议。同时参加会议的还包括参与该项目的12家单位的项目、技术负责人等约40余人。
核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析
主蒸汽隔离阀 数值模拟 流动特性 振动与噪声
2010/2/26
核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高，是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声，最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析，研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。
大亚湾核电站停堆工况风险研究
大亚湾核电站 停堆工况 风险研究
2009/1/6
基于传统PSA方法学 (适用于功率运行工况 )及核电站停堆工况特征 ,提出了一套停堆PSA特征方法 ,包括电站运行状态离散法 ,分阶段评价法和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站 (GNPP)停堆工况PSA研究 ,得到了较真实反映GNPP实际情况的结果。研究结果对GNPP的停堆运行和管理有实际应用价值 ,对我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义
PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用
联氨 淤渣率 PWR 停堆湿保养
2009/1/6
一、引言 压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内,降低