CAP1400相关论文
根据产品的结构特点，分析了CAP1400核电项目配套超大型高压外缸铸钢件铸造工艺及成型方案的难点，通过在铸件上合理设置冒口和其他工......
在当前我国能源需求不断增长,而传统的常规能源储量逐渐减少,且环境污染问题日益严重的背景下,核能作为一种高效的新型清洁能源,具......
传统的压水核电站在建设施工期间分为土建结构建造和设备安装两个阶段,反应堆厂房土建结构封顶后,进行设备安装。AP1000三代先进压......
本文简要介绍了主泵变频器的结构和功率单元旁路技术的基本原理,以四级功率单元串联的变频器结构为例,分别在无功率单元旁路、一相......
CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念.本研究......
蒸汽发生器是CAP1400核电站核岛关键设备之一，制造难度大，制造周期长，技术要求高。本文简要介绍了蒸汽发生器本体结构和关键材料，并重......
介绍了CAP1400机组堆腔屏蔽设计特点,介绍了CAP1400机组RPV区域堆腔中子屏蔽设计的分析方法、过程和关注事项。采用高精度的蒙特卡......
摘 要：核电站设计上采取物项分级的方法，保证各个物项能够得到合理且有区别的分级对待，从而进一步提高机组的安全性能与经济性能。CAP......
研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及......
从 CAP1400核电钢制安全壳和模块整体出厂的构想尚存在诸多不确定因素切入，按照模块整体出厂参数，依据已审批的3000～5000 t 级核电站......
阐述了CAP1400核电汽轮机热力系统热耗值计算分析的关键点和迭代计算方法,针对热力系统分缸压力及抽汽压力的优化设计,提出了基于......
摘要： CAP1400核电厂取消硼回收系统，由此引起各界对其硼排放问题的关注，根据计算分析电厂设计现状与標准符合性，并结合设置处理设......
CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,......
CAP1400核电厂与传统的“二代”核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP......
针对CAP1400核棒试验台系统工艺流程,文章提出了以西门子S7-300系列PLC及工业以太网控制的配置方式,设计并实现了集试验台水、风、......
2017年3月17日,在＂大型先进压水堆及高温气冷堆核电站＂国家科技重大专项支持下,CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利......
为了保障能源安全、缓解环境压力、为国民经济发展提供引擎的同时避免对社会安全、环境和群众生活产生影响，规模化发展核电时必须寻......
采用CAP1400设计及相关核电站法律法规的要求,设定试验参数,对氢点火器用耐高温电缆进行弯曲、辐照和热寿命老化及耐热老化等性能......
随着虚拟现实技术的发展,其应用已逐渐渗透各个行业和领域。当前,我国正处于能源结构转型的关键时期。以新型的清洁能源逐步替代传......
本文介绍了东方电机控制设备有限公司承担的国家科技重大专项"先进压水堆及高温气冷堆"子课题"CAP1400半速汽轮发电机励磁系统"中......
<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......
基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定,结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求,确定需进行焊后热处......
根据第三代非能动压水堆(CAP1400)水堆核电蒸汽发生器制造过程中积累的经验并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了CA......
在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆......
6月24日，由一机床和东方武核承担的大型先进压水堆该电站重大专项课题“CAP1400堆内构件制造技术研究”通过国家电投重大专项办、国......
CAP1400堆内构件设计过程中,由于涉及系统性和非线性,径向支承键流致振动载荷的预测是一个难点;传统方法针对单部件,采用线性的功......
CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究......
研究了CAP1400核电反应堆一回路系统管道弯制过程中的主要关键工艺,包括中频弯管的临时推管设置、推进速度、冷却方式优化等以及固......
采用全三维非线性热固耦合和流固耦合仿真技术,分析了第三代百万核电机组低压模块在运行工况时各部件的应力、位移以及螺栓载荷等......
<正>近日,国家重大专项"CAP1400核电站数字化仪控系统研制"课题在上海通过了国家能源局组织的正式验收,标志着我国首个具有完整自......
<正>日前,国家核安全局在北京组织召开大型先进压水堆重大专项CAP1400示范工程初步安全分析报告审评收口会。这标志着长达17个月的......
<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......
<正>近日,大型先进压水堆核电站国家科技重大专项"CAP1400核电站数字化仪控系统工程样机研制"课题通过国家能源局正式验收,标志着......
空化是发生在液体内部低压区域,尤其是固体和液体交界面上的液态和汽态间的相变过程,是一种仅在液态工质中发生的特有现象。空化的......
CAP1400非能动安全壳冷却系统整体试验台架中的蒸汽供应系统为试验提供蒸汽,用以模拟破口事故发生时安全壳内蒸汽的释放情况。本文......
CAPl400是我国自主开发的第三代非能动核电站。为了验证CAPl400反应堆水力设计的合理性，有必要开展整体水力模拟试验。在整体水力模......
CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万k W的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400......
针对常规岛给水泵CAP1400可倾瓦滑动轴承-转子系统安全、平稳运行问题,利用有限元QZ算法计算不同支撑工况下的临界转速。首先设计......
简要介绍了国内典型火电机组和二代核电机组给水泵配置方案。重点就CAP1400核电给水泵系统的系统组成、系统设计特点等问题进行了......
CAP1400钢安全壳（简称CV）是核岛关键设备,其分为多个组件通过预制、拼装、安装的工艺环节就位于核岛,钢安全壳一环是CV拼装施工中逻......
<正>2014年5月27日,受国家能源局委托,中国机械工业联合会在江苏靖江组织召开了由上海核工程研究设计院与江苏海狮泵业制造有限公......
期刊
AP／CAP第三代先进核电站的反应堆厂房采用开顶式施工方式，这种方式有利于缩短土建与安装周期，但也使反应堆厂房更容易遭受恶劣气候影......
<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......
CAP1400代表了我国第三代先进压水堆核电技术,也是未来核电"走出去"战略的重点,励磁系统作为核能发电机的关键设备之一其可靠性尤......
CAP1400核电技术是我国在吸收AP1000基础上经过再创新,研究开发的具有中国自主知识产权的第三代核电技术。CAP1400核电波动管作为......
CAP1400设备闸门因结构尺寸较大(插入板外径8.5m),焊后热处理(简称PWHT)保温区间较窄(595~620℃),以及较大的板厚差(封头板厚36mm,......
