检索结果-南通市图书馆

600-MW_(e)high-temperature gas-cooled reactor nuclear power plant htr-pm600

Nuclear Science and Techniques 2022年第8期33卷 69-76页

作者： Zuo-Yi Zhang Yu-Jie Dong Qi Shi Fu Li Hai-Tao Wang Institute of Nuclear and New Energy Technology of Tsinghua University Collaborative Innovation Center of Advanced Nuclear Energy TechnologyThe Key Laboratory of Advanced Reactor Engineering and SafetyMinistry of EducationBeijing 100084China Chinergy Co.Ltd Beijing 100193China

The htr-pm600 high-temperature gas-cooled reactor nuclear power plant is based on the technology of the high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module(htr-pm)demonstration *** utilizes proven htr-pm reactor and steam generator modules with a thermal power of 250 MW_(th)and power generation of approximately 100 MW_(e)per *** modules in parallel,connected to a steam turbine,form a 600-MW_(e)nuclear power *** addition,its system configuration in the nuclear island is identical to that of the htr-pm in which the technical risks are *** this principle,the htr-pm600 achieves the same level of inherent safety as the *** concept of a ventilated lowpressure containment(VLPC)is unchanged;however,a large circular VLPC accommodating all six reactor modules is adopted rather than the previous small-cavity-type VLPC,which contains only one module,as defined for the *** layout of the nuclear island and its associated systems refer to single-unit pressurized water reactor(PWR)*** this layout,the htr-pm600achieves a volume size of the nuclear island that is comparable to a domestic PWR of the same power *** will be a GenerationⅣnuclear energy technology that is economically competitive.

关键词： High-temperature gas-cooled reactor Module htr-pm600 GenerationⅣ

来源：

维普期刊数据库

同方期刊数据库评论

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

htr-pm600新燃料贮存容器跌落冲击安全性能

引用

清华大学学报（自然科学版） 2022年第10期62卷 1668-1674页

作者：郝予琛王金华王海涛刘兵李悦清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084

贮存容器是核电厂燃料贮存系统的关键设备之一,在提升过程中可能因为机械故障直接跌落至地面导致容器受损与燃料泄露,因此新燃料贮存容器在设计阶段必须进行跌落安全测试。该文以htr-pm600新燃料贮存容器为研究对象,采用FEM-DEM耦合方... 详细信息

贮存容器是核电厂燃料贮存系统的关键设备之一,在提升过程中可能因为机械故障直接跌落至地面导致容器受损与燃料泄露,因此新燃料贮存容器在设计阶段必须进行跌落安全测试。该文以htr-pm600新燃料贮存容器为研究对象,采用FEM-DEM耦合方法模拟内部球床运动规律,计算燃料贮存容器在事故跌落工况下可能产生的最大破坏。计算结果表明:新燃料贮存容器在15m竖直跌落工况下包容边界不会发生破损,楼板不会被穿透,该燃料容器结构设计满足安全要求;冲击载荷下球床压力使得薄壁容器侧板产生最大35.26mm径向膨胀位移量;燃料元件与包容薄板最大瞬时相互作用力为6.295kN,远小于燃料元件破坏强度。

关键词： htr-pm600 新燃料贮存容器球床自由跌落安全分析

来源：

维普期刊数据库

同方期刊数据库评论

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

htr-pm600反应堆保护系统维修策略初步研究

引用

仪器仪表用户 2017年第11期24卷 42-47页

作者：曹枭虓熊华胜郭超李铎清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084

反应堆保护系统是核电站最重要的安全系统,对其实施维修是保障其安全可靠运行的必要手段。htrpm600由6个反应堆模块组成,每个反应堆模块配备一套保护系统。若htr-pm600保护系统的维修仍沿用传统单模块核电站的策略,其维修成本将是传统... 详细信息

反应堆保护系统是核电站最重要的安全系统,对其实施维修是保障其安全可靠运行的必要手段。htrpm600由6个反应堆模块组成,每个反应堆模块配备一套保护系统。若htr-pm600保护系统的维修仍沿用传统单模块核电站的策略,其维修成本将是传统单模块核电站的6倍,单位功率维修成本将显著增加。此外,维修活动对反应堆保护系统也存在一定的不利影响,选取合适的维修周期,才能确保安全可靠性。因此,为了降低htr-pm600保护系统维修成本,保证其安全稳定运行,有必要对htr-pm600反应堆保护系统的维修策略开展相关研究。针对反应堆保护系统维修策略的现状和优化模型进行了调研,并对htr-pm600保护系统维修策略的优化开展了初步研究。

关键词： htr-pm600 反应堆保护系统维修策略定期试验优化

来源：

维普期刊数据库

同方期刊数据库评论

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

60万kW高温气冷堆核电厂钢板混凝土剪力墙竖向荷载作用下单面耐火性能试验研究

引用

工业建筑 2021年第12期51卷 56-63页

作者：沈斌王友刚张然刘明宇张琳琳刘伦王艳韦锋中核能源科技有限公司北京100193 华南理工大学土木与交通学院广州510641

结合高温气冷堆(htr-pm600)项目工程需要,对核岛厂房结构采用的双侧钢板混凝土剪力墙(SC剪力墙)开展了单面耐火性能试验研究。基于4个具有相同轴压比的SC剪力墙典型试件在ISO834标准温升曲线作用下的单面受火试验结果,对比剪力墙墙厚、... 详细信息

结合高温气冷堆(htr-pm600)项目工程需要,对核岛厂房结构采用的双侧钢板混凝土剪力墙(SC剪力墙)开展了单面耐火性能试验研究。基于4个具有相同轴压比的SC剪力墙典型试件在ISO834标准温升曲线作用下的单面受火试验结果,对比剪力墙墙厚、两侧钢板厚度、对拉构造等参数对试件单面受火下隔热性能的影响,得到了SC剪力墙的截面温度场分布规律、竖向变形、损伤模式、耐火极限等指标。试验结果表明:4个SC剪力墙试件受火面钢板均有轻微损伤,但背火面钢板基本保持完好;剪力墙截面总厚度对其单面受火条件下的耐火极限影响显著,受火侧外包钢板厚度对炉内温度与受火面混凝土的温差也有一定影响;SC剪力墙结构在两侧较大温差条件下具有良好的竖向承载能力及耐火性能。

关键词： htr-pm600 SC剪力墙单面耐火试验隔热性耐火极限

来源：

维普期刊数据库

同方期刊数据库评论

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

欢迎您,

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

在线全文

在线全文

在线全文

在线全文

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

欢迎您,

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

在线全文

在线全文

在线全文

在线全文

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：