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三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

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压力容器 2024年第2期41卷 1-6页

作者：梅乐张俊宝王永东黄逸峰王秉熙郑明光上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和... 详细信息

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

关键词：反应堆压力容器 SA-508 Gr.3 Cl.1钢国产焊材焊缝性能

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国和一号关键核安全技术研发

原子能科学技术 2024年第S02期58卷 355-361页

作者：郑明光汤搏严锦泉史国宝常华健曹克美匡波余凡王国栋张琨上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233 生态环境部核与辐射安全中心北京102401 国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190 上海交通大学上海200240

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 详细信息

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。

关键词：国和一号非能动安全大型先进压水堆高余热导出熔融物堆内滞留放射性包容

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稳压器压力控制系统动态仿真

核动力工程 1995年第5期16卷 424-431页

作者：郑明光上海核工程研究设计院

本文旨在通过核电厂控制系统的全数字仿真来验证稳压器压力控制系统的设计，并根据瞬态分析的结果来确定备控制环节的参数，分析结果为秦山核电厂调试和最终安全分析报告提供了依据．并与实际调试结果比较验证了分析模型与方法的合理性．

关键词：数字仿真核电厂压力控制系统稳压器

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新能源中的核电发展

核技术 2010年第2期33卷 81-86页

作者：郑明光叶成韩旭上海核工程研究设计院上海200233 上海交通大学上海200240

对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出... 详细信息

对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。

关键词：新能源核电规划第四代行波堆 CAP1400 CAP1700

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

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原子能科学技术 2012年第10期46卷 1221-1225页

作者：叶成郑明光韩旭陈松上海交通大学上海200240 上海核工程研究设计院上海200233

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 详细信息

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。

关键词： AP1000 非能动非能动安全壳冷却系统喷淋系统

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广义非能动系统概念研究

核动力工程 2009年第3期30卷 115-118,144页

作者：韩旭郑明光杨燕华上海交通大学核能科学与工程学院上海200240 上海核工程研究设计院上海200233

总结了目前应用于核电领域的非能动技术,通过对其进行分类和分析,阐明了非能动系统的功能特征,提出了非能动系统的本质定义。通过对传统非能动概念的补充和延伸,提出了广义非能动概念;讨论了非能动概念的时空相对性,陈述了广义非能动系... 详细信息

总结了目前应用于核电领域的非能动技术,通过对其进行分类和分析,阐明了非能动系统的功能特征,提出了非能动系统的本质定义。通过对传统非能动概念的补充和延伸,提出了广义非能动概念;讨论了非能动概念的时空相对性,陈述了广义非能动系统设想及相关研究内容。理想化的广义非能动系统在功能上与传统非能动系统具有等价性;在系统设计上,通过引入子系统分划设计模式,可获得更大的灵活性。

关键词：核电厂非能动系统自能源

核电站严重事故仿真机MELSIM的研究和应用

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计算机工程 2003年第Z1期29卷 183-184页

作者：陈松郑明光上海交通大学计算机科学与工程系上海200030 上海核工程研究设计院上海200233

该文介绍了核电站严重事故仿真机MELSIM系统.它是基于服务器/客户机的仿真软件系统,可以系统性地仿真核电站严重事故现象和系统设备的响应,实现动态显示、操纵员干预、再演示等功能.并以SGTR和SBO两个事故为例,阐述了MELSIM描述事故特... 详细信息

该文介绍了核电站严重事故仿真机MELSIM系统.它是基于服务器/客户机的仿真软件系统,可以系统性地仿真核电站严重事故现象和系统设备的响应,实现动态显示、操纵员干预、再演示等功能.并以SGTR和SBO两个事故为例,阐述了MELSIM描述事故特征、模拟操纵员干预的的能力,说明其在培训操纵员、研究和验证事故响应规程、提供事故决策工具中的作用.

关键词：核电厂仿真机严重事故

维普期刊数据库评论

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核电厂故障检测与报警系统的发展概况

原子能科学技术 2000年第6期34卷 563-568页

作者：陈浩郑明光上海核工程研究设计院上海200233 上海交通大学动力与能源工程学院上海200030

文章分析了传统的核电厂故障诊断及报警系统的结构和特点 ,指出了其需要改进的方面。概要评述了基于知识库的专家系统。

关键词：核电厂专家系统故障树故障检测报警系统

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