大型先进压水堆相关论文
为了能够做好“大型先进压水堆核电站重大专项”的项目(课题)研究,项目(课题)承担单位必须要建立有针对性的创新科研管理体系。在......
为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过......
针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架（FATE）,在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数......
基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况......
<正>"大型先进非能动压水堆CAP1400"是在举国体制下开发的核电型号。"十三五"国家重点图书出版规划项目"核能与核技术出版工程"丛......
人员闸门、设备闸门是核电站钢制安全壳的一部分,是连接安全壳内外的人员通道和设备运输通道,作为安全壳压力边界的组成部分,在反......
<正>由上海成套院牵头,联合21家单位共同承担的大型先进压水堆及高温气冷堆核电站重大专项"常规岛关键设备自主设计和制造"课题通......
<正>高温气冷堆示范工程的背后,是中核能源和整个产业化团队十多年以来产学研结合自主创新的不懈探索和创造性实践。9月,山东荣成......
<正>CAP1400核电站是我国建设创新型国家的标志性工程之一,是在消化、吸收我国引进三代核电技术AP1000基础上,通过再创新,突破关键......
本文论述了世界核电发展历程及当前动向、对第三代核电机组与第二代核电机组在安全要求上的主要差别、第三代非能动安全的AP1000核......
参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进......
核能作为一种安全、经济、清洁和可持续发展的发电方式,已经为社会所接受,核能发电也是我国能源战略的组成部分之一,在能源供应总......
<正>在AP1000机组未能投产的情况下,脱胎于此、功率更大的CAP1400项目,其未来的市场定位与前景,还有待清晰。在2014年暑气即将消散......
结合ASME焊接标准和先进压水堆钢制安全壳设计技术要求,对某大型先进压水堆核电站钢制安全壳用SA738 Gr.B钢板进行了热处理工艺条......
超大型锻件是建造压水堆核电核岛主设备的关键基础材料。在推进国产化工作之前,该类大锻件被极少数国外先进企业垄断,国内核电项目......
经过50年的发展，作为安全和清洁的能源，核能为当今世界提供16％的电力，成为人类社会发展的重要能源支柱。无论从保护环境、合理利用资源......
介绍大型先进压水堆安全壳专用分析程序PCCSAP-3D计算采用的方法,引入GMRES（Generalized MinimalRESidual）方法改进该程序的压力场算......
党中央、国务院提出建设创新型国家的任务,是一项意义非常深远的战略性决策。在这一决策的指引下,我国民族核电的发展迎来了新的历......
