搜索结果: 136-150 共查到“核科学技术 核电站”相关记录243条 . 查询时间(0.117 秒)
俄罗斯开建世界首个水上漂浮核电站（图）
俄罗斯 世界首个 水上漂浮核电站
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2009/5/25
北京时间5月22日消息，据国外媒体报道，俄罗斯圣彼得堡波罗的海造船厂5月18日正式开工建造世界上第一个漂浮核电站，预计将在2012年完工。
管道布置对核电站主系统抗震性能的影响
地震分析 管道 数值计算
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2009/5/19
核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作。主管道布置对系统的抗震性能有一定影响，本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析，得到了对实际工程有参考意义的结论。
大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
泄漏 分析 评估
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2009/5/19
2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析，对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。
大亚湾核电站继电器机架支撑改造初步力学分析
继电器机架改造支撑 谱分析法 抗震性能
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2009/5/19
针对大亚湾核电站继电器机架橡胶减震器因老化破裂而影响机架的抗震性能、日常运行和维修等问题而提出支撑改造方案，采用谱分析法对改造前后的各种支撑结构进行初步力学分析。比较了大亚湾继电器机架改造前后支撑的抗震性能，以及大亚湾和岭澳两种继电器机架支撑结构在同一地震载荷作用下的力学响应，为大亚湾核电站继电器机架支撑的加固改造提供参考。
世界最大核电站将重新开始运转（图）
世界最大核电站 运转
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2009/5/11
据法新社报道，世界上最大的核电站——柏崎刈羽核电站将于5月9日起重新开始运转。两年前因为地震导致靠近震中的这座核电站发生核泄漏并被完全关闭。
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
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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。
世界首座AP1000核电站核岛工程合同签订
世界首座 AP1000核电站 核岛工程合同
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2009/3/4
2月28日，我国第三代核电AP1000自主化依托项目的首座核电站——浙江三门核电站一期工程核岛工程合同签字仪式在北京举行，国家核电技术公司所属国核工程有限公司与三门核电有限公司签订了核岛工程合同。这标志着世界上首座AP1000核电站即将全面进入工程建设阶段。
浮动式核电站专用控制器中CPU冗余技术研究
双CPU冗余 DeviceNet现场总线 分布式控制系统
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2010/2/26
为满足浮动式核电站对控制系统的特殊需要，研究了一种专用的分布式控制系统，CPU冗余技术是提高控制器可靠性的重要措施。本文介绍了一种基于DeviceNet现场总线的双CPU冗余技术，两个CPU处理单元与多个数据I/O单元通过一个现场总线连接，CPU处理单元中运行的DeviceNet客户机和服务器程序实现两个处理器单元之间的数据同步及对各数据I/O单元的冗余控制。
863计划“大型压水堆核电站关键结构材料与工程应用技术”重点项目启动会召开（图）
863计划 大型压水堆核电站 结构材料 工程应用技术
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2009/2/26
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。
岭澳核电站自主化调试与创新
岭澳核电站 自主化调试 管理信息系统
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2009/2/23
岭澳核电站自主化调试与创新为岭澳核电站的提前投产和连续安全稳定运行做出了突出的贡献，尤其是在1号机组临界后非计划停堆次数7次后(世界最好纪录6次)，创造出2号机组临界后非计划停堆次数为零次的世界纪录。调试工期与广东大亚湾、法国36个900MW同类机组相比，1、2号机分列第4、2位。在设计、设备、土建和安装良好的基础上，由于成功的调试工作，1、2号机组分别提前48天和66天投人商运，为2台机组商运后...
离子交换设备在核电站凝结水精处理系统中的应用
百万千瓦等级核电机组 凝结水精处理 离子交换设 树脂扰动
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2009/1/20
对于百万千瓦等级核电机组的凝结水精处理，因处理水量大，常规球形离子交换设备不能满足运行要求，而采用大直径柱状高流速离子交换设备在实际工程中还没有成功运行的案例，结合实际工程开展了相关的课题研究，并取得了积极的成果。
核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析
主蒸汽隔离阀 数值模拟 流动特性 振动与噪声
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2010/2/26
核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高，是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声，最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析，研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。
大亚湾核电站停堆工况风险研究
大亚湾核电站 停堆工况 风险研究
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2009/1/6
基于传统PSA方法学 (适用于功率运行工况 )及核电站停堆工况特征 ,提出了一套停堆PSA特征方法 ,包括电站运行状态离散法 ,分阶段评价法和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站 (GNPP)停堆工况PSA研究 ,得到了较真实反映GNPP实际情况的结果。研究结果对GNPP的停堆运行和管理有实际应用价值 ,对我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义
PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用
联氨 淤渣率 PWR 停堆湿保养
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2009/1/6
一、引言 压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内,降低