压水堆核电厂

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压水堆核电厂蒸汽发生器高水位气密封堵板装置改进及应用分析
《中国设备工程》2025年第S1期128-130,共3页徐永标 郝凯宾 孙笑童 
蒸汽发生器高水位气密封堵板工作在压水堆核电厂首次或10年大修时实施,国内某压水堆核电机组在首次大修实施高水位气密封堵板工作时发生跑水事件。对该大修时使用的气密封堵板装置进行分析,发现其在堵板机械组件结构、螺栓紧固方式等方...
关键词：蒸汽发生器 堵板 机械组件 泄漏 
压水堆核电厂蒸汽发生器沉积物特性及其对缝隙化学影响
《全面腐蚀控制》2025年第3期1-9,共9页陈小东 孟秋节 习国才 宋利君 肖艳 方军 
江苏省自然科学基金(BK20220257)。
随着压水堆核电机组运行时间增加,无论二回路水化学控制多么严格,蒸汽发生器中的沉积物不可避免地逐渐增加。杂质在沉积物形成的缝隙区聚集浓缩导致水质恶化,加速了蒸汽发生器性能降低,影响机组运行的安全与可靠性。本文阐述了蒸汽发生...
关键词：蒸汽发生器 沉积物 杂质浓缩 腐蚀 缝隙区水化学 
压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率快速协调控制方法
《电工技术》2025年第3期228-230,共3页单松 
针对寿期末堆芯轴向功率分布不均匀导致反应堆热效率较差,提出压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率快速协调控制方法。基于压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率的不均匀分布特性,设计增量式PID控制器,对堆芯轴向功率分布进行快速协调控制。实验...
关键词：压水堆核电厂 寿期末堆芯 轴向功率 快速协调控制 
压水堆核电厂氧化运行^(58)Co峰值分析探讨
《辐射防护》2025年第1期56-61,共6页邓清泉 
某核电厂4号机组在第三循环换料大修期间实施氧化运行,期间一回路冷却剂中释放大量的活化腐蚀产物(其中^(58)Co峰值最高),对大修期间辐射防护和大修工期产生很大影响。本文结合4号机组第三燃料循环的运行条件,从腐蚀、迁移沉积、净化、...
关键词：氧化运行 58Co峰值 PH值 腐蚀 
压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发
《原子能科学技术》2025年第1期151-159,共9页沈睿 刘畅 唐力晨 王秉熙 
对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此...
关键词：压水堆核电厂 SA-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型 
基于Bamboo-C软件的压水堆核电厂次临界刻棒方法研究及验证
《核动力工程》2024年第6期22-29,共8页李载鹏 白家赫 万承辉 房何 潘泽飞 吴宏春 
国家重点研发计划(2022YFB1902600)。
控制棒价值测量是核电厂核设计验证的重要内容,传统上普遍需要在零功率物理试验中单独设置一段时间,通过硼测法、换棒法或动态刻棒方法实现控制棒价值测量,导致零功率物理试验时间较长,经济性较低。因此,本文提出了三维中子源增殖方法,...
关键词：次临界刻棒 三维中子源增殖方法 源量程探测器 提棒达临界 控制棒价值 
压水堆燃料芯块内裂变产物迁移机理的研究与验证
《核科学与工程》2024年第6期1247-1254,共8页郭润春 吕炜枫 高耀毅 熊军 
裂变产物在芯块内的迁移为一回路冷却剂裂变产源项计算的关键机理。基于主流的扩散、反冲和击出机理建立了裂变产物在燃料芯块内的产生和迁移模型,并对其中关键参数的选取进行了优化改进。基于加拿大乔克河实验室(CRNL)的实验数据对建...
关键词：裂变产物 迁移机理 压水堆核电厂 
压水堆核电厂建设工程预算定额系列标准修订研究
《核标准计量与质量》2024年第4期27-32,共6页黄骏 王登霄 徐婧 刘洋 
由于近年来自主化三代核电在建设规模、施工工艺、安全要求等方面已有很大的变化,现行预算定额标准已不能准确反映自主化三代核电机型的工程造价水平,修订是非常必要的。文章主要分析了某自主化机型与二代改进型核电工程项目核岛工程的...
关键词：压水堆核电厂 预算定额 标准修订 
压水堆核电厂乏燃料水池侧墙外剂量率影响因素的敏感性分析
《核安全》2024年第6期29-35,共7页杨煦 蔡北国 朱雷 杨腊腊 陈秋炀 
目前,CPR1000压水堆核电厂的乏池在靠近侧墙处存放刚出堆的4.45%富集度燃料组件,可能存在乏池侧墙外剂量率超出电厂分区限值要求的问题。为了给电厂辐射防护工作提供有效的指导,同时提高乏池的利用率,有必要开展乏池侧墙外剂量率影响因...
关键词：乏燃料水池 剂量率 QAD-CGGP程序 
压水堆核电厂稳压器电加热器与套管角焊缝射线检测仿真和试验
《核科学与工程》2024年第6期1327-1336,共10页吴伟帮 董义令 
针对压水堆核电厂稳压器电加热器包壳与套管角焊缝内部缺陷射线检测的难点,采用CIVA仿真软件中的射线模块对该焊缝进行了缺陷检验仿真分析,并根据仿真结果制作模拟件采用了192 Ir射线源进行倾斜透照试验。结果表明,CIVA仿真结果与实际...
关键词：核电厂 稳压器 电加热器 角焊缝 射线检测 CIVA仿真 
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