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秦山第三核电有限公司 收藏

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研究主题:重水堆    核电站    重水堆核电站    核电厂    乏燃料    

研究学科:电气类    经济学类    核工程类    自动化类    机械类    

被引量:458H指数:9EI: 16 北大核心: 83 CSSCI: 2 CSCD: 69 RDFYBKZL: 2

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压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨
1
《辐射防护》秦山第三核电有限公司;环境保护部核与辐射安全中心 方岚 徐春艳 刘新华 吴浩  出版年:2012
材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内...
关键词:压水堆 活化腐蚀产物  水化学优化  材料替代  源项  
秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展
2
《核科学与工程》中国科学院等离子体物理研究所;中国科学技术大学;秦山第三核电有限公司 吴宜灿 胡丽琴 李亚洲 罗月童 袁润 王芳 王家群 顾晓慧 汪进 陈珊琦 王强龙 黄群英 汪建业 张振华 陈明军 曾春 宋明海 苏长松 彭晓春 张刚平  出版年:2011
科技部ITER专项(2009GB101006);中科院知识创新工程重要方向项目(KJCX2-YW-N35;095CFR211);核电项目风险监测器模型及软件系统研发(2008CCD064P)
核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种...
关键词:核电站 风险监测系统  概率安全评价 重水堆
流速加速腐蚀引起的碳钢管壁减薄
3
《核科学与工程》秦山第三核电有限公司 唐炯然  出版年:2001
论述了核电厂高能碳钢系统中流速加速腐蚀(FAC)引起的碳钢管壁减薄,介绍了问题的出现,FAC的腐蚀机理及其影响因素,CANDU 6核电站一回路出口供水管管壁减薄的原因,以及秦山三期CANDU机组解决出口供水管管壁减薄的改...
关键词:流速加速腐蚀  碳钢 管壁减薄  核电厂 高能碳钢系统  腐蚀机理  安全  
内陆核电厂硼的排放控制
4
《核科学与工程》秦山第三核电有限公司;环境保护部核与辐射安全中心;中国核电工程有限公司 方岚 刘新华 吴浩 张志银  出版年:2011
通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准...
关键词:内陆核电厂 硼 排放控制  
42CrMo钢螺栓断裂分析
5
《金属热处理》国家标准件产品质量监督检验中心;秦山第三核电有限公司 余兆新 蒋佩华 姚志江 徐云峰  出版年:2012
42CrMo钢的B7M螺栓在使用过程中发生了断裂。为了探索断裂原因,应用光电直读光谱仪、光学显微镜、扫描电子显微镜对该螺栓断裂处进行了化学成分、宏观、微观等分析。结果表明,螺栓的化学成分符合产品技术要求,螺栓断裂主要是由...
关键词:42CRMO钢 螺栓 断裂  碳偏析 夹杂物  
重水堆核电站^(14)C的产生、释放和控制措施
6
《辐射防护》秦山第三核电有限公司 张晶 王文海  出版年:2004
本文依据加拿大已运行的CANDU堆型核电站对14 C排放的管理策略 ,简要介绍了重水堆核电站14 C的来源 ,向环境的释放量以及异常释放的原因和控制释放的经验并着重介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站对14 C排放的管理所...
关键词:重水堆 核电站 ^14C 碳  半衰期 辐射防护
试论国有企业档案工作的可持续发展
7
《档案学研究》中核集团秦山第三核电有限公司信息文档处 黄小冬  出版年:2008
本文分析了国有企业档案工作的现状和发展趋势,并从整体战略和具体业务两方面论述了国有企业档案工作可持续发展的各项措施,力图从实际出发,开拓创新,探索国有企业档案工作的可持续发展之路。
关键词:国有企业 信息化 档案工作 科学发展观 可持续发展
秦山三期重水堆核电站二回路水化学优化
8
《核科学与工程》秦山第三核电有限公司 方岚  出版年:2007
本文简要分析了秦山三期重水堆核电站蒸发器传热管可能发生的与二回路水化学相关的腐蚀类型和影响因素,介绍了电站为降低蒸发器的结垢和腐蚀进行的水化学优化工作,以期从中总结出一些电站化学控制经验和吗啉应用经验,为将来二回路的水化...
关键词:水化学优化  蒸发器 传热管 腐蚀  
核电站实物保护系统的量化评估 ( EI收录)
9
《核动力工程》秦山第三核电有限公司;浙江大学 孙亚华 李式巨 李彬  出版年:2009
在及时探测分析方法的基础上,运用形态学分析方法建立了核电站入侵路径分析模型,开发了用于实物保护系统路径型模型分析评估软件。以麦克阿瑟核能中心假想的入侵事件为例,对实物保护系统的探测、延迟、响应进行定量分析。结果表明,路径...
关键词:核电站 实物保护系统  量化评估  形态学分析法  假想核设施  
RiskA计算引擎在核电站概率安全评价中的应用
10
《核科学与工程》中国科学技术大学;中国科学院等离子体物理研究所;深圳大学理学院应用数学系;秦山第三核电有限公司 王家群 王芳 汪进 顾晓慧 袁润 殷园 汪建业 李亚洲 胡丽琴 吴宜灿 曾春 宋明海 苏长松 彭晓春 张刚平  出版年:2011
科技部ITER专项(2009GB101006);中科院知识创新工程重要方向项目(KJCX2-YW-N35;095CFR211);核电项目风险监测器模型及软件系统研发(2008CCD064P)
研究分析了R&R Workstation平台的计算引擎配置问题,实现了该平台下调用FDS团队自主研发的RiskA计算引擎。基于上述工作,采用真实核电站的概率安全评价模型,对RiskA计算引擎进行了正确性校核,并与CQUA...
关键词:RiskA  计算引擎 定性分析  定量计算  
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