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张森如

作品数：27 被引量：67H指数：4
供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
相关领域：核科学技术电气工程自动化与计算机技术经济管理更多>>

合作作者

文献类型

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领域

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  • 8篇电气工程
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  • 1篇经济管理

主题

  • 15篇核电
  • 13篇电站
  • 13篇核电站
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  • 3篇压水反应堆
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  • 3篇特性计算
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  • 3篇冷却剂系统
  • 3篇基合金
  • 3篇合金

机构

  • 24篇中国核动力研...
  • 1篇中国核动力院
  • 1篇核工业第二研...

作者

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传媒

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年份

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  • 1篇2007
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  • 1篇2000
  • 1篇1995
  • 1篇1994
  • 2篇1993
  • 2篇1992
  • 2篇1991
共 27 条 记 录，以下是 1-10
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排序方式：
先进压水堆核电站关键技术研究开发综述被引量：8
2002年
“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。
张森如
关键词：压水堆核电站先进压水堆非能动安全数字化仪表信息管理技术反应堆
堆芯压降和热通道元件烧毁比计算
1992年
一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析的主要任务之一。在实际计算中,根据堆芯的功率分布情况,可将堆芯分成 N 个子通道,每个子通道用 n 来表示。为了分析方便,对应各子通道假设有一个热通道存在。求解时空中子动力学方程,可以给出第 n
张森如
关键词：热通道
秦山第二核电厂全厂断电引发的严重事故初步分析被引量：3
2004年
介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。
张森如唐钢
关键词：全厂断电严重事故事故分析
一种压力管式压水反应堆系统
本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有安全系统，所述安全系统包括：铅基合金池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应堆浸泡在铅基合金池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在铅基合金池中，...
柴晓明余红星张森如臧峰刚严明宇张渝夏榜样李垣明方才顺曾未
文献传递
我国压水堆核电技术发展趋势
压水堆核电技术不断改进和发展。目前正在运行的压水堆核电站属于第二代核电技术。第三代核电站AP1000和EPR分别采用非能动安全技术和大功率技术,试图提高核电站的安全性和经济性。国家核安全局发布了新版HAF102,强调核动...
张森如
关键词：非能动安全超临界水堆概率安全评价
文献传递
自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计被引量：4
2000年
本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。
张富源张森如夏祥贵闵元佑曾曦王明利
关键词：压水堆核电站概念设计
论解决核电安全问题的途径被引量：2
1991年
从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。
钱积惠张森如
关键词：核电安全堆芯熔化
国外超临界轻水反应堆研究被引量：8
2005年
超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温高压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点(374℃,22.1MPa)的工况下运行。超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约1/3,同时由于冷却剂在反应堆内不改变相态并且直接与能量转换设备相连,这可以显著简化装置的配置。
刘松涛张森如张虹
关键词：超临界GIF
一种管壳式铅基合金冷却反应堆
本发明公开了一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器、堆芯、燃料通道和压力管，由核燃料组件和铅基合金冷却剂置于压力管形成的燃料通道，将数根燃料通道放入反应堆容器水池中组成堆芯。应用于大型铅基合金冷却反应堆设计需求背...
严明宇张森如臧峰刚余红星柴晓明冯琳娜
文献传递
SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统
2002年
SIMPCT仪控系统对象实时仿真系统硬件设备由一台Alpha工作站配备16位精度、快速转换输入/输出接口组成,仿真模型则采用在工程设计中广泛使用的反应堆热工水力系统分析程序。研究开发SIMPCT实时仿真系统的目的是为了给数字化反应堆保护系统和控制系统提供保护和控制的仿真对象,并与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于保护系统功能测试、控制系统运行及进一步的控制方案研究。
唐钢张森如
关键词：核电厂实时仿真仿真系统控制系统保护系统
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