搜索结果: 1-15 共查到“工学 AP1000”相关记录28条 . 查询时间(0.076 秒)
美国首座AP1000反应堆在Vogtle电厂实现商运（图）
AP1000 反应堆 Vogtle电厂 商运
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2024/1/10
美国宾夕法尼亚州蔓越莓镇，2023 年 7 月 31 日——美国首座三代加先进核反应堆 — 西屋 AP1000 —在南方核电Vogtle核电厂正式投入商业运行。西屋电气祝贺佐治亚南方电力公司团队及其项目合作伙伴实现了3号机组的商业运行。
Westinghouse, Bechtel and PEJ push ahead on Poland AP1000（图）
西屋电气 柏克德 PEJ 波兰AP1000
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2023/5/29
An agreement setting a plan for the delivery of Poland's first nuclear power plant has been signed by Westinghouse Electric Company, Bechtel and Polskie Elektrownie Jądrowe (PEJ).
乌克兰Energoatom公司首席执行官阐述乌克兰的AP1000计划
AP1000计划 蒸汽发生器 汽轮机 发电机
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2022/5/13
乌克兰Energoatom公司首席执行官Petro Kotin在接受EnergoBusiness杂志采访时表示，在规划最初五个机组后，该公司希望许可西屋AP1000技术。Energoatom目前正在考虑其方案供应商的选择。
动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究
动态可靠性 严重事故分析 概率安全评价
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2021/1/9
动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析，最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂...
国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究
反应堆压力容器 国产A508-3钢 一回路水环境 低周疲劳 腐蚀疲劳
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2021/1/7
反应堆压力容器（RPV）钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究，获得了321 ℃、155 MPa及01 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明，国产A5083钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大，疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段；在应变幅由02%逐渐...
AP1000依托项目四台机组临时验收证书全部签发（图）
AP1000 四台机组 验收证书 签发
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2020/1/3
2019年12月31日，国家核电、上海核工院与三门核电有限公司签署了三门核电2号机组的临时验收证书（Provisional Acceptance Certificate，以下简称PAC）。至此，AP1000依托项目四台机组的PAC证书全部签署完毕。
CAP1400的安全基准、设计性能及与AP1000的区别
CAP1400 安全基准 设计性能 AP1000
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2023/5/9
根据中美AP1000的技转合同规定，在AP1000非能动技术基础上开发的核电型号，当电功率大于1350MWe时，中方拥有整体型号的知识产权。然而电功率超过1350MWe是无法通过挖掘AP1000设计裕量来实现的，需要系统性地重新研发、设计和验证，才能形成CAP1400型号。
中核集团AP1000在役检查技术在全球首堆成功应用（图）
中核集团 AP1000 役检查技术 全球
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2017/1/5
近日，由中核集团核动力运行研究所自主创新研发的AP1000系列化役前和在役检查技术，在AP1000全球首堆--三门核电1号机组成功应用，成为全球首家全面具备AP1000役前和在役检查能力的机构。此举打破了中国在该领域对国外技术的依赖，凸显了中国核电运维技术自主研发与科技创新的长足进步，为今后核电运维技术的进一步创新和核电运维技术服务"走出去"奠定了坚实的基础。
AP1000核电厂非能动贮水箱需保证72 h供水。在地震作用下，水的晃动对核电厂动力响应产生重要的影响。该文基于任意拉格朗日欧拉流固耦合算法，建立AP1000核电厂重力水箱4种水位和3种通风口高度的全耦合精细有限元分析模型，分析满足RG1.60反应谱的核电人工波作用下重力水箱的动力响应，参数化分析核岛厂房顶点加速度响应与水箱水位、通风口高度与结构动力响应之间的相互作用规律，探究核电厂重力水箱的最优...
AP1000核反应堆控制棒价值特性的MC模拟
AP1000 控制棒价值 MCNP 灰棒
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2016/7/25
针对当前AP000堆芯采用的两类控制棒束，基于MCNP5程序建立堆芯仿真计算模型，分析了含不同硼浓度对堆芯 k eff 与硼微分价值的影响，同时对AP1000棒组价值进行模拟计算，对比分析了黑棒与灰棒插入堆芯对 k eff 的影响。
三代核电AP1000主泵工程与耐久试验成功
核电 主泵工程 耐久试验
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2015/6/17
据国家核电技术公司最新消息，困扰三代核电世界首堆日久、并致工期延误的最大难题——AP1000屏蔽电机主泵，在中国国家核安全局全程参与并见证下，完成其第三次（也是最后一次）工程耐久性试验，即将从美国运往中国依托项目现场。
国内首次成功完成AP1000壳内电缆热冲击试验
壳内电缆热冲击 安全壳内电缆布置 AP1000
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2022/4/2
2014年12月6-7日，中国原子能科学研究院堆工所成功对AP1000安全壳内两种型号的电缆进行了热冲击试验。来自国家核安全局、国家核电专家委员会、江苏上上电缆集团公司等8家单位的十多名官员、监督员和工程技术人员见证了试验过程。
国内首套AP1000堆顶冷却风机填补国内空白
首套AP1000堆顶冷却风机 盾安环境
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2014/10/31
近日，浙江盾安人工环境设备股份有限公司成功中标三门核电站二期AP1000核电反应堆3、4号IHP堆顶冷却风机项目，成为相关设备国内唯一供应商。据悉，堆顶风机是非能动三代核电站反应堆内中特有的关键部件之一，是目前国际上应用核能发电领域最尖端的通风机产品。2014年3月，盾安环境成功研发了国内首套AP1000堆顶冷却风机，此次盾安环境的获得订单，打破了国外技术垄断和对华高技术出口封锁，填补了国内同类产...
中国首台国产AP1000蒸汽发生器研制成功
中国 国产AP1000 蒸汽发生器
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2014/5/29
2014年5月21日，国产首台AP1000蒸汽发生器顺利通过8小时水压实验，标志着我国第三代压水堆核电技术关键设备研制成功。蒸汽发生器是核电站最为关键的主要设备之一，安全、抗震、质量等方面的要求非常高，制造技术难度很大。AP1000蒸汽发生器高22.5米、最大直径5.8米、重达620吨，设计寿命为60年，全部采用世界范围内最高等级的材料，制造工艺代表了目前世界核电设备制造的最高水平。
AP1000核岛主设备大型锻件、高温气冷堆核电大锻件科技成果通过鉴定
中国机械工业联合会 科技成果 举行
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2012/7/31
2012年7月15日，由中国机械工业联合会组织的上海重型机器厂有限公司与上海交通大学等共同研制的“AP1000核岛主设备大型锻件”和“高温气冷堆核岛主设备大型锻件”科技成果鉴定会举行。