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国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析被引量：2: 2013年; 以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。; 朱杰张博平杨森垓王闯闫修平; 关键词：安全壳喷淋系统压水堆核电厂

基于AP1000型反应堆嬗变^(237)Np制备^(238)Pu研究: 2017年; 核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎(Np)的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238 Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆(以下简称AP1000)作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中^(238)Pu生成量为3540克,约为无^(237)Np添加时生成^(238)Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除^(237)Np,同时生产^(238)Pu的技术发展提供研究思路。; 胡文超靖剑平赵传奇刘健王闯张春明; 关键词：嬗变 AP1000 ^237NP ^238PU SCALE

核电厂小支管振动初始筛选原则与应用举例被引量：2: 2013年; 根据国内外核电厂运行经验,在高振动条件下小支管(管径小于2英寸的连接支管)与母管连接处的焊缝容易疲劳失效,增大管内的放射性液体泄漏风险。岭澳核电厂十年定期安全审查(PSR)项目对反应堆冷却剂系统的一些辅助系统和专设安全系统的小支管振动疲劳情况进行普查,对振动过高的小支管进行了安全评估,对未通过评估的小支管采取相应的减振措施,以确保核电厂的安全运行。本文在调研分析主要核电国家初始筛选标准的基础上,确定了PSR项目的初始筛选原则,并举例介绍其应用。; 齐宇博赵桂生刘广东路广遥翁文庆王闯; 关键词：振动

AP1000核电厂爆破阀研制技术难点分析被引量：3: 2018年; 爆破阀是AP1000核电厂中的重要设备,也是AP1000核电厂最早进行国产化的设备之一。详细介绍爆破阀在AP1000机组中的运用情况、设计要求及主要特点,结合国内外爆破阀研究情况,总结了爆破阀研制过程中设计和制造的技术难点。通过对各技术难点深入剖析,使得研制单位在爆破阀国产化及后续技术改进过程中目标明确,为我国后续核电项目研制出高可靠性的爆破阀产品。; 熊冬庆卫东王闯赵立彬邓冬沈伟; 关键词：AP1000 国产化

阻尼器在核电厂中的应用与制造关键技术探讨被引量：6: 2014年; 介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。; 熊冬庆邓冬王闯徐广震卫东; 关键词：核电厂阻尼器模拟件

严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析: 2017年; 福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。; 毕金生靖剑平乔雪冬胡文超王闯郭添榕; 关键词：严重事故

核电——绿色经济的希望被引量：1: 2010年; 介绍了全球核电发展现状,通过对比火电与核电对环境的影响以及火电与核电的发电成本,论证了加大核电建设对发展绿色经济的重要性。在分析目前我国核电产业发展现状的基础上,提出我国核电中长期发展规划的目标任务及核与辐射安全监管的发展目标。; 田佳树王闯; 关键词：核安全绿色经济安全监管

宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析被引量：4: 2014年; 宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据。本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差均满足验收准则。; 白成斐王磊付学峰王闯张松文李军德张洪; 关键词：首循环

核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析被引量：2: 2013年; 以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。; 路燕马若群房永刚文静王闯; 关键词：核安全稳压器模态分析核电厂审评

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王闯