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......
根据CAP1400屏蔽式主泵参数和安装要求,阐述了CAP1400屏蔽主泵安装小车的设计要点和主泵安装操作流程,为后续项目中主泵拆装设备的......
根据现阶段的间内外堆芯仪表套管组件(HTA)的基本情况,对CAP1400的IITA的国产化工作的关键突破点、国产化难点、战略意义作了详细......
本文聚焦新型班组建设管理,在核电工程建设劳务用工模式的新常态下,以五星班组建设为抓手,进一步规范基层班组管理,为培育核电工程......
核管道作为核电站的“主动脉”,是能够保证核安全的重要设备,其弯制成形过程是管材成形技术领域的难题。本文主要是针对CAP1400主......
为研究真实工况下CAP1400反应堆压力容器下降段气-液逆向流现象,以CAP1400为原型,搭建压力容器下降段高度和直径比为1∶1、60°切......
我国大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400核电的初步设计1月10日在北京通过国家能源局审查,其总体技术方案、技术指标和主要参数......
对德尔塔巴流量计在先进堆芯冷却机组试验台架(ACME)破口分离和测量系统及非能动堆芯冷却系统中的微差压关键流量测量技术进行分析......
在多点激励试验装置上,对大型先进压水堆CAP1400控制棒驱动线进行抗震试验研究。试验中采用多频波法在控制棒驱动线2个方向同时地......
针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试......
2017年9月15日,国家大型先进压水堆重大专项CAP1400发电机型式试验在东方电机有限公司顺利完成。CAP1400发电机单机容量1550 MW,将......
核岛主设备接管安全端部位长期承受高温、高压的交变复杂应力作用。虽然690镍基合金焊缝金属具有优异的耐腐蚀和力学性能,但接管安......
该文从挂篮荷载计算、施工流程、支座及临时固结施工、挂篮安装及试验、合拢段施工、模板制作安装、钢筋安装、混凝土的浇筑及养生......
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......
为解决核电工程项目中因系统接口不明晰而可能造成的安全风险及工程进度延误等问题,以第三代国产化核电堆型CAP1400示范工程为例,......
核电厂功能要求分析是电厂工艺系统设计、控制功能配置、主控室画面设计等的基础,也是人因工程评审和主控室设计的重要要素或内容......
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......
一体化堆顶组件（IHP）为AP1000核电站和CAP1400核电站中的关键设备。按照AP1000设计规格书的要求，需要对IHP的提升机构进行竖直方向的......
为研究真实工况下的ADS-4夹带现象,以CAP1400为原型按1∶1的比例设计搭建了FATE试验台架。硼酸溶液用来模拟反应堆堆芯中真实工况......
在CAP1400核电厂抗飞机撞击分析研究中，根据上海核工程研究设计院开展的前期工作、特别是荷栽调研的结果，决定采用撞击速度为156m／s的......
国际原子能机构（以下简称“IAEA”）与上海核工程研究设计院在IAEA总部维也纳召开CAP1400通用反应堆安全评审验收会。IAEA的评价报告......
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......
介绍了1E级直流电动装置抗震分析的方法,论述了应力评定准则,验证了1E级直流电动装置抗震性能的合理性.此分析法可提高设备地震鉴......
<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......
核电站数字化仪控系统是整个核电站的＂神经中枢＂,标志着一个国家在大型核电装备领域的现代化程度,长期以来中国在这一领域的产品绝大......
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......
9月6日，具有完全自主知识产权的国内首个CAP1400自主化燃料定型组件样件在中核北方核燃料元件有限公司顺利下线。该组件的研制分为......
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......
