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压水堆蒸汽发生器传热管完整性要求

核标准计量与质量 2001年第3期 7-11页

作者：丁训慎章成光核动力运行研究所

1相关标准1.1美国联邦法规10CFR50要求符合50.21(b)或50.22的运行许可证持有者必须制定和执行一个保证大纲,该大纲要保证压水堆蒸汽发生器传热管的安全功能.首要的安全功能是由于蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界(RCPB)的主要组... 详细信息

1相关标准1.1美国联邦法规10CFR50要求符合50.21(b)或50.22的运行许可证持有者必须制定和执行一个保证大纲,该大纲要保证压水堆蒸汽发生器传热管的安全功能.首要的安全功能是由于蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界(RCPB)的主要组成部分,必须要保持反应堆冷却剂的总量和压力.其次,蒸汽发生器传热管作为一、二回路之间的热交换导热体,还保证了反应堆的停堆能力.第三,蒸汽发生器传热管隔离了一回路系统里的放射性介质,避免它们进入二回路系统和释放到环境中去.

关键词：蒸汽发生器传热管性能准则在役检查压水堆纠正行动反应堆冷却剂系统核电厂安全功能完整性大纲

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压水堆核电站的调试启动(一)

核动力工程 1982年第1期 83-87页

作者：朱继洲俞保安

一、概述压水堆核电站是当前世界上各类核电站中最成熟的类型之一,经若干代的发展与改进,已趋于大型化、系列化与标准化。在国外,一座100万千瓦级压水堆核电站的建设总工期为60个月(若包括领取执照的时间为96个月),建设进度大致如图1所... 详细信息

一、概述压水堆核电站是当前世界上各类核电站中最成熟的类型之一,经若干代的发展与改进,已趋于大型化、系列化与标准化。在国外,一座100万千瓦级压水堆核电站的建设总工期为60个月(若包括领取执照的时间为96个月),建设进度大致如图1所示,而一座同规模火电站的工期为36—48个月。所以,核电站的施工工期比同规模火电站要多2年左右(不包括前期工作),或3—4年左右(包括前期工作)。其主要原因是核电站的设计和建造程序较为复杂,设备的移交周期长,工艺标准较高,对各项试验的要求较

关键词：压水堆核电站冷却剂泵一回路系统反应堆冷却剂系统安全壳贯穿件二回路系统热能—电能转换系统整体泄漏率冷态性能试验热态性能试验

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三代压水堆核电厂稳压器安全阀设备选型研究

科技视界 2016年第14期 12-14页

作者：王保平赖建永沈云海余小权王帅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

我国正在自主研发和设计的三代压水堆核电站,稳压器安全阀作为反应堆冷却剂系统超压保护装置在各工况下保证系统压力不超过设计压力。该稳压器安全阀具有设计参数、鉴定要求和可靠性要求高的特点。本文针对先导式稳压器安全阀进行调研,... 详细信息

我国正在自主研发和设计的三代压水堆核电站,稳压器安全阀作为反应堆冷却剂系统超压保护装置在各工况下保证系统压力不超过设计压力。该稳压器安全阀具有设计参数、鉴定要求和可靠性要求高的特点。本文针对先导式稳压器安全阀进行调研,对国外具有大量供货业绩的先导式安全阀的工作原理和性能参数进行了描述,为该项目稳压器安全阀最终选型提供了依据。

关键词：压水堆核电厂反应堆冷却剂系统超压保护稳压器安全阀

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LOCA后降温降压计算分析

核电工程与技术 2005年第1期18卷 10-14页

作者：郑尧瑶周全福上海核工程研究设计院，200233

本文应用热工水力系统分析程序RELAP5／MOD3，对LOCA事故下实施反应堆冷却荆系统降温降压进行计算分析，并验证秦山现有规程中各步骤的条件和热工水力参数。计算中采取了新的方法控制降温降压速率，并通过增加一条虚拟回路，成功地模拟... 详细信息

本文应用热工水力系统分析程序RELAP5／MOD3，对LOCA事故下实施反应堆冷却荆系统降温降压进行计算分析，并验证秦山现有规程中各步骤的条件和热工水力参数。计算中采取了新的方法控制降温降压速率，并通过增加一条虚拟回路，成功地模拟了主泵再启动过程。

关键词：秦山核电厂反应堆冷却剂系统 LOCA 降温速率降压速率计算分析热工水力参数

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漫谈核动力

自然杂志 1980年第6期 27-31页

作者：杜圣华上海交通大学

现在,世界各国对燃料的需求量与日俱增,在近100年内消耗量已增加了20倍,而且还正以每10年翻一番的速度增长着.六十年代初期全世界能源消耗量约为40亿吨标准煤值,而七十年代初期就已达到了80亿吨标准煤值.目前能源嫌料消耗已经很大,今后... 详细信息

现在,世界各国对燃料的需求量与日俱增,在近100年内消耗量已增加了20倍,而且还正以每10年翻一番的速度增长着.六十年代初期全世界能源消耗量约为40亿吨标准煤值,而七十年代初期就已达到了80亿吨标准煤值.目前能源嫌料消耗已经很大,今后在很长时期内还要提供更大量的能源燃料,这就迫使世界各国不得不认真考虑能源开发的问题. 自然界中可利用的能量资源是繁多的.为了弥补有机能源(煤、石油、天然气)的不足,世界各国正在进行太阳能、地热和潮汐能等能源的实验研究工作,但由于气候、地理条件和利用效率的限制,这些能源的大规模利用还有一定困难.

关键词：核电站能源链式裂变反应核电厂发电厂反应堆运行一回路系统反应堆冷却剂系统二回路系统热能—电能转换系统核裂变反应堆芯反应堆部件蒸汽发生器原子核反应堆核燃料反应堆燃料压水反应堆压水型堆控制棒反应堆材料热量带裂变碎片核碎片

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泵阀耦合瞬变流场下旁通阀动态特性研究

化工机械 2022年第3期49卷 450-454页

作者：谭术洋周宁谭鑫李毅关莉中国核动力研究设计院

利用计算流体力学软件(CFD)对反应堆冷却剂系统中的泵-旁通阀开展动态特性耦合分析,获得自然来流条件和泵启动来流条件下旁通阀阀瓣的动态特性,掌握瞬变流场时流体对阀瓣作用力矩的变化规律。通过改换阀瓣的材料来优化其质量,使得旁通... 详细信息

利用计算流体力学软件(CFD)对反应堆冷却剂系统中的泵-旁通阀开展动态特性耦合分析,获得自然来流条件和泵启动来流条件下旁通阀阀瓣的动态特性,掌握瞬变流场时流体对阀瓣作用力矩的变化规律。通过改换阀瓣的材料来优化其质量,使得旁通阀在自然来流条件下可靠开启,有效提高旁通阀的运行稳定性。

关键词：旁通阀泵阀耦合瞬变流场动态特性反应堆冷却剂系统

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核电厂自动卸压排放管道热分层分析研究

科技视界 2017年第2期 1-2页

作者：于德勇段永强曹思民孙燕路忠亮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 中国中原对外有限公司中国上海200023

核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,... 详细信息

核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,研究了管道内热分层形成机理及流动状态,得到了长期稳定运行工况下的热分层状态,为后续管道设计和布置提供参考。

关键词：热分层核电厂反应堆冷却剂系统湍流渗透