中国核电

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核电专访

  • 向“更高、更深、更广”的方向发展——生态环境部核电安全监管司司长汤搏谈我国核电安全监管

    申文聪;李静晶;

    <正>汤搏1962年出生,现任生态环境部核电安全监管司司长。1984年至1987年在核工业部秦山核电厂主控室工作。1987年至1989年在清华大学核能研究院攻读反应堆热工与安全专业硕士研究生。1989年至2010年在生态环境部核与辐射安全中心(原国家科委核安全中心、环境保护总局核与辐射安全中心、环境保护部核与辐射安全中心)工作,历任室副主任、室主任、副总工程师、中心副主任、中心副主任兼总工程师。2010年任环境保护部核安全监管司副司长。2015年任现职。

    2023年01期 v.16;No.69 2-5页 [查看摘要][在线阅读][下载 1343K]
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核电探索

  • 欧盟碳边境调节机制以及对我国核电发展的影响分析

    熊晓东;张雷;路锦浩;朱叶宁;杨君娟;施磊豪;周拯晔;

    欧洲碳边境调节机制(CBAM)目前处于立法阶段,该机制是欧盟应对气候变化行动的一个重要产物,旨在规范碳排放限制较少的国家或地区产品输入欧洲的过程中产生“碳泄漏”,其本质上是为了保护欧盟内部企业的竞争力。该政策的实施将形成新的贸易壁垒,外贸产品的成本结构将发生新的变化,通过价值链传导将促使相关制造企业的用能转型,进而给作为清洁能源的核能带来新的机遇。在此背景下,笔者研究了欧盟原版文件及相关材料,对CBAM的发展历程、CBAM给我国对欧贸易及对核电发展的影响等进行了分析。

    2023年01期 v.16;No.69 6-11页 [查看摘要][在线阅读][下载 1147K]
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  • 核材料衡算工作中MUF评价的分析及优化

    刘亚华;吕会;屈晓刚;

    涉核企业核物料管理需依托核材料衡算工作去考量物料使用、损失情况,避免核材料发生未知的大量流失,对人民的安全和健康以及核企业的经济效益造成不可估量的损失。MUF评价的影响因素有很多,本文通过对当前MUF评价方法进行分析找出在取样和分析系统误差测算方面的薄弱环节,利用统计学方法计算出最佳取样方案,同时利用标准物质测算得出最接近真值的分析系统误差,从而使MUF评价更加精细、准确。

    2023年01期 v.16;No.69 12-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 1368K]
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核电设备

  • 核设施室外排风管道退役实践

    张永康;李振臣;刘懋袤;许杰;

    核设施排风管道达到寿期后一直处于封存监护状态,需要尽快完成管道的退役拆除。本文介绍了室外风管退役工艺流程、源项调查方法及结果、施工场地布置,退役实施及公众舆论应对措施。实践结果表明退役工艺合理可行,平均每天退役风管长度10 m;退役实施对环境基本没有影响;公众舆论应对措施有效。国内科研院所即将退役核设施排风管道数量很多,运行经验与本文基本一致,本文可供今后类似退役项目参考借鉴。

    2023年01期 v.16;No.69 18-22页 [查看摘要][在线阅读][下载 1204K]
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  • 某核主泵机械密封低压泄漏率高根本原因分析

    郭逸;

    某核主泵机械密封发生多次低压泄漏率高事件,严重影响主泵安全稳定运行,通过机械密封解体检查,发现这多起机械密封故障是共模故障。本文对机械密封低压泄漏率高典型事件进行了根本原因分析并提出了机械密封改进建议,对机械密封静环导套进行修复,主系统泄漏量下降近一半,取得了良好效果。

    2023年01期 v.16;No.69 23-30页 [查看摘要][在线阅读][下载 1418K]
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  • 核电厂设备状态维修研究及应用

    韩伟;

    状态维修是一种国际先进的预防性维修策略,也是核电厂维修优化的重要方向,但目前国内核电厂缺少一套有效的技术方法及流程来指导预防性维修策略由定期维修向状态维修的转变,以及状态维修的应用实施;本文介绍了状态维修的基本原理和实施状态维修的优缺点,并结合国内外核电厂状态维修管理和应用现状,研究提出了“范围筛选→大纲建立→数据采集→数据分析→纠正行动”的核电厂设备状态维修实施技术方法及流程,并以实例对方法和流程进行了说明。本文对国内核电厂开展状态维修的研究及应用工作有较好的参考和借鉴价值。

    2023年01期 v.16;No.69 31-37页 [查看摘要][在线阅读][下载 1370K]
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  • VVER-1000型核电机组国产主给水泵组系统振动分析治理

    马新朝;马龙;

    本文详细介绍了国产主给水泵组在调试过程中出现管系、阀门、泵机组振动现象,针对振动超标问题进行了详细的原因分析,通过严格完善设计支架的施工、完善管系设计优化、低位布置最小流量阀方案消除水锤造成的汽阻现象,解决了泵组不对中及基础移位现象;通过增加弹性基础强度降低泵组固有频率、增加电机平衡配置块、消除了基础的共振,振动治理过程及验证的技术管理总结,为国产主给水泵在弹性基础组合结构的施工提供了良好借鉴,表明我们已掌握了弹性基础泵组的施工及振动治理技术。

    2023年01期 v.16;No.69 38-48页 [查看摘要][在线阅读][下载 1609K]
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核电技术

  • 严酷环境条件下玻璃-金属封接电气贯穿组件关键技术研究

    张亿;王广金;陈青;邱新媛;王江武;周缘;周寒;王琰;

    本文采用玻璃-金属封接技术完成一种电气贯穿组件的结构设计,根据工艺特点针对导体、玻璃及外壳进行材料选型,采用有限元方法建立组件数值计算模型,基于此模型计算出组件在正常运行时的温度场分布,判定材料选择的合理性。同时,选取部分样件密封结构开展环境及力学类试验,验证了组件密封结构的可靠性;针对组件整体开展了热老化及辐照老化试验,试验验证了组件在长期高温、高压及高辐照剂量使用环境下具有良好的适应性。

    2023年01期 v.16;No.69 49-53页 [查看摘要][在线阅读][下载 1470K]
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  • 高温气冷堆电气贯穿件关键技术研究

    邱新媛;陈青;王广金;周天;张亿;王其恺;张国建;于中伟;

    根据高温气冷堆对电缆贯穿安全壳的功能需求,结合高温气冷堆的特殊环境条件和电缆传输类型,通过采用技术成熟度评价方法,开展关键技术识别和研究,研制了一种适用于高温、高辐照环境以及紧凑空间下的电气贯穿件。重点介绍了总体结构设计、屏蔽和隔热组件三大关键技术,并通过开展鉴定试验对其性能指标进行验证。鉴定试验结果表明高温气冷堆电气贯穿件能够满足在预期鉴定合格寿命内,正常运行和事故工况下的功能要求。

    2023年01期 v.16;No.69 54-59页 [查看摘要][在线阅读][下载 1473K]
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  • 核电厂管道系统的典型振动现象及其治理

    林磊;陈志林;徐德城;黄前进;刘寅立;

    管道振动过大会诱发本体和连接结构失效,对核电厂的安全可靠运行带来威胁。由于管道结构尺寸、介质条件、连接设备等的不同,表现出的振动响应特征也存在很大差异。通过对核电厂管道系统典型振动现象及案例的分析,将管道振动归纳为瞬态振动、低频振动、中频振动和高频振动四类,总结其振动原因与机理。最后对每一类振动问题,提出了减振治理的方法。

    2023年01期 v.16;No.69 60-65页 [查看摘要][在线阅读][下载 1424K]
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  • 核电用紧固件类大宗材料现场监督屏障设置探讨与实践

    王长青;吴晓波;冀润景;

    通过对核电站紧固件的质量特性分析得出其存在质量波动性大的风险,并对大量的核电站紧固件失效案例进行梳理,发现尽管紧固件失效多是包含选材、制造质量、运行环境、载荷等多个因素综合作用的结果,但总能通过分析发现紧固件在制造方面存在的质量问题,这些制造质量问题往往会加剧失效,给项目运行带来各方面的影响。结合在核电厂设备用紧固件监管要求方面的分析,认为当前模式下紧固件质量存在一定局限性,进而探讨了在现场使用前设置紧固件质量监督屏障的必要意义。本文将紧固件按大宗材料的属性进行管理,结合某核电现场针对紧固件类大宗材料开展的监督检查工作实践,探讨了监督检查模式、检查方案、技术标准梳理、统计分析和问题沟通处理机制等的思路和方法,这些措施得到落实并取得了良好的阶段性实践效果。同时通过这些实践,形成了一种针对紧固件类大宗材料的现场监督检查管理思路,建立了一套管理机制。

    2023年01期 v.16;No.69 66-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 1019K]
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  • 基于三维流动仿真的屋顶通风器抗台风的强度分析

    王灿灿;郑敏;白云长;陈明亚;高红波;林磊;徐德城;周帅;

    针对我国东南沿海压水堆核电站常规岛屋顶通风器更高的抗台风应用需求和现有规范中缺乏精确的施加风载荷可参考模型的问题,基于大型有限元软件ANSYS WORKBENCH平台,采用数值仿真分析方法,论证了核电站常规岛屋顶通风器外侧压型钢板、雨棚等结构的风压载荷数值,避免了依据现有规范进行的过于保守性评估。研究表明,屋顶通风器雨棚的上下表面压力绝对差值仅为外侧压型钢板的9.2%左右,无需参考外侧压型钢板施加风压载荷。采用数值仿真获得的风压载荷后,通风器的结构应力可降低14.0%,可有效降低通风器的强度需求和建造费用。

    2023年01期 v.16;No.69 71-76页 [查看摘要][在线阅读][下载 1496K]
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核电研发

  • 方家山核电汽水分离再热器壳侧疏水设计优化与改进

    代荣喜;

    方家山核电为两台百万千瓦级压水堆核电机组,采用二代改进型压水堆技术。两台汽水分离再热器的壳侧疏水泵长期在高温条件下连续运行,故障率较高。原设计仅考虑每列MSR的壳侧疏水设置1台疏水泵,故当疏水泵故障停运时,MSR壳侧疏水必须切换排至凝汽器,会造成机组热效率下降,如同时备用疏水阀门故障会危及机组安全。通过对汽水分离再热器壳侧疏水设计优化的必要性与改进的可行性进行分析,采取在每列MSR的壳侧疏水管增设一台疏水泵回路构成备用列的方式,实现当一台疏水泵故障停运后另一台疏水泵启动,将疏水排至ABP系统上游管道。避免了因一台疏水泵故障停运导致MSR的壳侧疏水只能依靠单一管线切换至凝汽器。改进结果达到了预期,增加了MSR疏水泵运行方式的灵活性,提高了GSS系统壳体疏水的可靠性。

    2023年01期 v.16;No.69 77-85页 [查看摘要][在线阅读][下载 1529K]
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  • 基于机器深度学习的核电厂主给水泵性能预测及提升关键技术研究

    曹双华;

    核电厂主给水系统是核电厂二回路的关键部分,主给水泵是主给水系统的关键设备,是影响核电厂一回路安全性、电站经性的重要设备。鉴于主给水泵的关键地位及日益突显亟待解决的振动问题,需加快开展主给水泵故障研究和治理,解决电厂已出现的振动报警问题,有效控制和改善轴系振动稳定性,避免振动发散造成重大安全事故,减少核电厂停机、停堆时间、维修备件及人工成本,提升电厂效益。通过流量和压力等工艺参数,以及振动时域、频域等状态特征参数,建立基于以流量和压力等工艺参数为工况变量,多参数融合的变工况预警方法,实现故障早期的预警;以设备健康状态数据为基础,运用机理-个性地生成模型方法,生成设备个性化的训练样本。以个性化训练样本为输入训练基于深度CNN的诊断模型,实现设备智能诊断。

    2023年01期 v.16;No.69 86-90页 [查看摘要][在线阅读][下载 1333K]
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  • 核电厂典型励磁系统仿真研究

    林震宇;李飞;单福昌;何武略;

    随着核电单机容量的不断增大,仿真方法被广泛地用于探究更大容量的励磁系统的稳定性。由于每台机组的励磁系统都具有一定的相似性,为此展开典型励磁系统仿真研究。首先,基于现有核电机组励磁系统,提炼出自并励和多励磁通道两种典型特征,并构建自并励系统主励磁回路模型。在此基础上,以三通道为例,采用PID积分信号跟踪法,进一步设计了多通道跟踪切换仿真系统,该系统旨在模拟电厂实际励磁系统的多通道切换与跟踪功能。最后,在Rinsim仿真平台上建立典型励磁系统,通过发电机空载仿真和发电机并网仿真说明本文所提励磁系统能对机端电压和无功输出加以控制,重点体现了励磁通道的跟踪与切换功能,说明了典型励磁系统模型的有效性。

    2023年01期 v.16;No.69 91-97页 [查看摘要][在线阅读][下载 1664K]
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  • 控制棒驱动机构电源系统欠励磁保护与过电流保护配合的仿真分析

    张前平;龚庆宝;崔晨光;孙旭东;

    介绍了某核电站因为控制棒驱动机构的电源系统(即RAM系统)故障导致反应堆停堆,从RAM系统保护动作入手,深入分析此次RAM系统故障导致反应堆停堆的原因,通过计算分析提出了解决类似问题的建议。通过在不同负载工况下对故障过程进行仿真,复现了故障工况下的电流大小,验证了建议措施的正确性,为RAM系统保护定值的修改提供了依据。

    2023年01期 v.16;No.69 98-101页 [查看摘要][在线阅读][下载 1281K]
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  • 核电站主给水文丘里流量计磨损和破损影响的数值研究

    杨杰;邓德兵;

    针对某核电站主给水文丘里流量计受高温高速的蒸发器给水冲刷产生的磨损和破损问题,通过建立三维模型,应用计算流体力学方法,对其磨损和破损进行定量计算和分析。结果表明:文丘里流量计上下游的缩放区磨损厚度为1 mm时,测得的流量将比实际值偏大不超过0.1%;磨损量为3 mm时,偏大最大达到了0.32%。当文丘里流量计喉部发生磨损,磨损厚度为1 mm时,各流量平台下,测得的流量将比实际值偏小接近2%;随着磨损量的增大,偏差进一步增大,磨损量为3 mm时,流量测量偏小最大达到了6.16%。当文丘里流量计喉部发生破损,汇入缝隙为1 mm时,测得的流量比真实值偏大10%左右;当汇入缝隙扩大到2 mm时,偏大增大到20%。主给水文丘里流量计喉部的磨损和破损对计量的影响较大,将影响蒸发器的水位控制,应该在制造和运行阶段予以重视。

    2023年01期 v.16;No.69 102-106页 [查看摘要][在线阅读][下载 1170K]
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  • 基于“白盒”模型的数字化仪控系统失效率方法研究

    许雷雷;

    在核电厂概率安全分析中,数字化仪控系统和设备的建模以及失效率的评估在核电行业尚无统一的标准或业界普遍认可的方法,尤其是软件失效和共因失效参数的准确量化。文章介绍了一种基于数字化仪控系统可靠性模型的评估方法:基于安全级数字化仪控系统的设计特征,通过分析故障模式有关的失效机制,系统性识别防御措施并将其与系统可靠性模型中相应元素相关联来评估对故障模式和失效机制有效性,确定残余主要失效机制和故障模式,并结合现行实践方法,来估计失效率。最后,通过与现行方法进行比较,分析了该方法的实施难点,并提出了相应的注意事项和完善建议。

    2023年01期 v.16;No.69 107-111页 [查看摘要][在线阅读][下载 1312K]
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核电材料

  • 核电Inconel690镍基合金配套焊条的研制与测试

    苏东东;公茂涛;杨光磊;吴宝鑫;

    Inconel690镍基合金因其具有良好的抗应力腐蚀(SCC)性能广泛应用于核岛主设备,目前焊接中采用的手工电焊条全部依赖进口。为此,采用正交试验方法,通过对焊条药皮中主要组分的选择及调整试验,成功研制了配套的CaO-CaF_2-TiO_2碱性渣系的镍基焊条PP-Ni152。随后,进行了焊条工艺性能试验,测试了焊条脱渣性、飞溅、焊缝成形等;测定了熔敷金属力学性能、化学成分及微观组织。结果表明,开发出的焊条工艺性能良好,焊接时电弧稳定,飞溅较小,脱渣性良好,焊缝外观均匀、平整、光滑;熔敷金属室温抗拉强度大于550 MPa,350℃抗拉强度为527 MPa;化学成分满足设定要求;微观组织为奥氏体+碳化物;各项性能指标均满足AWS标准要求,并与进口的同类产品性能相当,为替代进口焊条奠定了基础。

    2023年01期 v.16;No.69 112-116页 [查看摘要][在线阅读][下载 1323K]
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  • 破损燃料定位系统铝管腐蚀原因分析及处理

    沈亚芳;游兆金;卢叶艇;

    针对某重水堆核电厂大修期间发现的破损燃料定位系统铝制标定孔道套管点蚀现象,本文对其腐蚀机理进行了探讨和验证,确定是硝酸根等杂质离子浓度高导致了铝管腐蚀,并据此制定了该系统水箱的水化学指标以控制腐蚀的进一步发展,最终解决了破损燃料定位系统铝管的点蚀问题。

    2023年01期 v.16;No.69 117-120页 [查看摘要][在线阅读][下载 1244K]
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  • 燃料微球生产过程中含铀废液铀含量快速测定

    安身平;

    利用X射线荧光光谱仪,采用溶液法测定燃料微球生产过程中产生的不同基体含铀废液中微量铀的含量;对影响铀测定结果的激发电压、电流等因素进行了选择,对不同基体的影响进行了研究;通过精密度、回收率等对建立的方法进行了准确性验证;铀的测定范围为10~400 mg/L,方法的相对标准偏差小于(RSD,n=6)3%,回收率在102%~107%之间,方法简便快捷,满足核燃料微球生产过程中对含铀废液内微量铀分析准确性的要求。

    2023年01期 v.16;No.69 121-124页 [查看摘要][在线阅读][下载 1249K]
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  • 思维导图在核安全级电缆质保体系中的应用

    李广杰;

    为保证核电站用1E级电缆质量,核质保体系的有效运行是关键之一。但是,由于企业缺乏全面理解质保体系的有效方法,使得1E级电缆取证单位的质保体系很难达到有效运行。本文介绍了一种有效方法,希望可以帮助企业全面理解核质保体系并有效运行。

    2023年01期 v.16;No.69 125-128页 [查看摘要][在线阅读][下载 1248K]
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核电运行

  • 核电厂反应堆最佳估计功率监测法的研究

    张怀远;

    反应堆功率是核电机组运行中的关键参数,其测量值对机组安全和经济运行均具有重要意义。反应堆功率测量值通常采用热平衡方法计算得到,但电厂运行经验表明功率测量值可能会出现高估或低估的情况。因此为在早期识别热平衡法功率测量值存在的潜在漂移或偏差,验证测量值的准确性,有必要引入反应堆功率监测手段。最佳估算功率监测法(BEPM)是美国核电厂反应堆功率监测的常用方法。本文重点研究了BEPM的数学原理和计算方法,通过举例介绍和讨论了该方法的工程应用。

    2023年01期 v.16;No.69 129-132页 [查看摘要][在线阅读][下载 1383K]
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  • 海南昌江多用途模块式小型堆示范工程技术特点及调试准备

    李振云;陈良;吴雪松;

    介绍了海南昌江多用途模块式小型堆示范工程(简称“小堆”)的技术特点,由于在该工程项目上首次应用一些全新技术,如一体化的反应堆、直流蒸汽发生器、非能动安全系统等,这些新工艺、新技术和新设备都需要在后续的调试中进行验证。本文针对小型堆的技术特点,分析了调试中可能面临的问题,并从人员、文件、物资等方面进行给出了相应的措施和建议,为小堆的调试准备工作提供参考。

    2023年01期 v.16;No.69 133-137页 [查看摘要][在线阅读][下载 1189K]
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  • 浮动核电站仪控系统纵深防御与多样性设计分析

    陈志法;钟秋文;周益平;

    随着核电技术的发展,数字化控制系统在核电站的广泛应用带来的潜在共因故障可能导致系统失效。浮动核电站仪控系统主要由满足独立性要求的安全级和非安全级控制系统组成,通过控制系统防御层、紧急停堆系统防御层、专设安全设施驱动系统防御层以及监测和显示系统防御层的纵深防御设计,形成针对核事故的多层次防御,各个防御层通过实体分隔和电气隔离实现功能独立,并利用多样性设计方法,有效提高系统应对共因故障的能力,从而保证设备和人员的安全。

    2023年01期 v.16;No.69 138-141页 [查看摘要][在线阅读][下载 1213K]
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  • CNFM系统的核电站运行支持功能开发

    谢运利;刘琨;陈长;周代杰;

    基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在线监测系统,基于此系统的一些堆芯分析方法不再适用,另外第三代核电站在堆芯分析及运行管理方面也提出了新的需求,为此CNFM系统开发了一些辅助运行支持功能,集成了电站以往需要独立开展的运行操作。由于实时和大量的实测数据支持,运行支持功能的计算方法相对传统的方法有所改进,部分功能弥补了传统电站不具备的计算能力。系统部分运行支持功能已应用于电站,后续将持续进行优化和推广,助力电站运行分析的智能化,提高运行的决策能力。

    2023年01期 v.16;No.69 142-145页 [查看摘要][在线阅读][下载 1100K]
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  • 主给水泵组润滑油水分超标原因分析与处理

    杨秀敏;

    主给水泵属于核电厂二回路的关键重要设备,其功能是从除氧器通过高压加热器给水系统连续向蒸汽发生器供水。某核电厂曾发生多台主给水泵组润滑油系统水分超标的问题,从可能漏入水份的各个部件开展分析排查,依据漏入水分的分析结果、以及泵轴承解体情况,确认泄漏点来源于压力级泵自由端机封。对同厂家同类型主给水泵的使用情况调研,确认了压力级泵机封与轴承间泵壳密闭设计不合理。借助有限元分析方法进行计算分析,制定了泵壳优化方案,通过在泵壳体开呼吸孔手段进行了故障处理。泵组重新投运后连续多次对润滑油取样确认缺陷已消除。通过主给水泵润滑油系统进水故障处理的过程,探索出了一系列针对同类型主给水泵润滑油进水的排查方法,对泵壳开呼吸孔的优化手段也为类似高温泵泵壳的设计改进提供了重要的借鉴。

    2023年01期 v.16;No.69 146-151页 [查看摘要][在线阅读][下载 1311K]
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  • “华龙一号”堆型电气厂房冷冻水系统分析及改进

    刘海蛟;熊鑫;

    “华龙一号”是我国自主研发的三代核电机组,为降低严重堆芯损坏事件概率(CDF)和每堆年发生大量放射性物质释放事件概率(LRF),提升核电厂安全水平,“华龙一号”堆型采取了诸多创新性的改进,电气厂房冷冻水系统就在为安全注入系统设置多样化热阱上做了尝试,由此也带来新的问题。文章基于特殊性分析和具体工作实践,对电气厂房冷冻水系统针对性提出若干建议,助力于系统可靠性提升。

    2023年01期 v.16;No.69 152-155页 [查看摘要][在线阅读][下载 1655K]
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  • 高温气冷堆示范工程发电机整组启动试验临时电源选取及保护整定

    李小龙;原玉;朱兴文;徐西家;林罗波;徐莹琳;

    自并励发电机组在进行整组启动试验时要设定一路他励试验电源以满足发电机短路及空载特性试验的需求,为了安全、顺利地完成启动试验,及早发现问题,在试验前要对该临时电源进行核算并进行保护整定。以高温气冷堆示范工程机组为例,对自并励机组整组启动试验的临时电源进行了容量核算,并对其保护定值进行整定。为后续机组启动调试工作打下一定的基础。

    2023年01期 v.16;No.69 156-161页 [查看摘要][在线阅读][下载 1593K]
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核电论坛

  • 50载与时代同行 守正创新谱新篇

    王朋;

    原子能出版社(中国原子能出版传媒有限公司前身)于1973年成立,作为核领域唯一的中央级科技出版社,50年来,始终坚持以服务核事业发展为己任,牢记初心使命,立足中国核工业,在传播核科技信息、普及核科学知识、传承赓续红色基因、支撑核领域教育等方面开展了卓有成效的工作。如今,党的二十大报告发出了“为全面建设社会主义现代化国家而团结奋斗”的时代召唤,在新征程新任务背景下,中国原子能出版传媒有限公司将以继续秉持服务核事业发展这一根本宗旨,努力构建专业高地,做强、做优主题出版,形成全媒体传播能力,巩固核行业权威专业出版社地位,建设核领域出版智库,打造核行业知名传媒企业,守正创新,接续奋斗,为核事业发展作出更大贡献。

    2023年01期 v.16;No.69 162-165页 [查看摘要][在线阅读][下载 989K]
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