搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 压水堆核电站”相关记录16条 . 查询时间(0.165 秒)
2014年8月19日，大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400核电站熔融物压力容器内滞留试验项下“全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动试验”在上海顺利通过有关部门和单位参加的试验见证。至此，CAP1400示范工程浇筑第一罐混凝土（FCD）前须完成的13项关键试验已全部完成，为CAP1400示范工程设计、安全评审奠定关键基础。
试验验证是核电研发体系的关键环节之一，也是核电研发能力的重要标志。国...
国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究
国产压水堆核电站 主管道 自动焊 裂纹扩展
2014/3/15
在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿α/α或α/γ相界产生分支。
中国百万千瓦级压水堆核电站驱动系统获重要进展
中国 百万千瓦级压水堆核电站驱动系统 进展
2013/7/18
日前，在国家科技支撑计划的支持下，由中广核集团研制的“百万千瓦级压水堆核电站控制棒驱动系统研发”项目经过2年多的努力，充分结合国内外核电站运行经验反馈，采用了一系列创新设计。
控制棒驱动系统是核电站的核心关键设备之一。在国家科技支撑计划的支持下，由中广核集团研制的“百万千瓦级压水堆核电站控制棒驱动系统研发”项目经过2年多的努力，充分结合国内外核电站运行经验反馈，采用了一系列创新设计，已经完成二代加核电站控制棒驱动系统的国产化研制，包括所有的性能试验和寿命试验；三代1700MWe核电站控制棒驱动系统的自主设计与制造也已完成，目前正在开展相关试验。目前申报了13项专利，部分...
中美将合作开发大型非能动压水堆核电站技术
中美 大型 非能动压水堆核电站技术
2010/12/21
我国大型非能动压水堆核电站发展进程又迈出重要一步。国家核电技术公司与美国西屋电气公司今天(12日)在北京就此领域签署了一系列合作协议。根据协议，国家核电技术公司开发的CAP1400具有我国自主知识产权，西屋公司将为CAP1400开发提供技术咨询服务。
大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一，本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3，通过修改其相关模型或关系式，结合有关分离效应与整体效应试验数据验证，形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上，对300 MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析，...
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。
压水堆核电站锆水反应微观机理
压水堆 严重事故 锆水反应 反应机理
2009/10/22
压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型，氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论，应用量子化学软件包Gaussian03，在HF/321G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理，并计算了反应速率常数。计算结果表明，锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小，是锆水反应的速控步。在微观上研...
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
2009/9/4
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...
压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨
充泵 压水堆核电站
2009/3/24
本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。
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。
2000年前我国压水堆核电站燃料供应最佳化分析
燃料供应 压水堆核电站
2008/12/16
为了发展核动力,选定动力堆型是首先必须解决的技术方针政策性问题之一。为此,我国有关方面已经争论了好几年,尚未得出结论,对我国核动力的发展影响很大。几年以前曾设想过2000年前我国建造压水堆核电站所达到的规模,而为此要建设的大型扩散厂在技术上有很大困难,在投资方面要拿出经费来建造这样的大厂困难更大。因此,有一种
压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究
压水堆核电站 完全丧失给水
2008/9/2
采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2，建立美国Surry-2核电站的详细计算模型，对完全丧失给水（TLFW）引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程，为二级概率安全评价提供可信的初始条件，计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效，并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明，由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人...
压水堆核电站元件生产制粒、压制工序改进设计
核电站 二氧化铀
2008/9/1
概括介绍了压水堆核电站燃料元件二氧化铀芯块制粒、压制工序的生产任务、工艺流程、照射剂量的现状,详细分析了照射剂量超标的原因,提出了解决照射剂量超标的对策措施,并概述了改进设计的效果评价。