壓水堆
- 壓水堆乏燃料棒渦流探傷技術研究
棒??熱室??壓水堆??輻照后檢驗中圖分類號：TL421.105?????????????文獻標志碼：A????????????文章編號：Research?on?Eddy?Current?Testing?Technology?for?the?Spent?Fuel?Rod?in?Pressurized?Water?ReactorsLIU?Xinyue??LUO?Man??WANG?Huacai??ZHU?Xinxin（China?Institute?of?A
科技資訊 2023年6期2023-04-23
- 2022年全球核電裝機容量小幅增加
均為百萬千瓦級壓水堆機組：中國5臺、埃及2臺、土耳其1臺。中國田灣核電廠8 號機組（110 萬千瓦壓水堆）2月25日正式開工建設。中國徐大堡核電廠4 號機組（110 萬千瓦壓水堆）5月19日正式開工建設。中國三門核電廠3 號機組（116.3 萬千瓦壓水堆）6月28日正式開工建設。中國海陽核電廠3 號機組（116.1 萬千瓦壓水堆）7月7日正式開工建設。埃及埃爾達巴核電廠1 號機組（119.4 萬千瓦壓水堆）7月20日正式開工建設。土耳其阿庫尤核電廠4 號機
國外核新聞 2023年1期2023-02-28
- 11 俄羅斯開發VVER-S反應堆
R-S 型創新壓水堆。VVER-S 壓水堆由俄羅斯國家原子能集團公司（Rosatom）下屬俄羅斯水壓試驗設計院（OKB Giress）研發。在VVER-S 壓水堆中，多余的中子被鈾-238吸收，而不是被硼酸吸收，并產生钚作為新的裂變材料。與VVER-1200相比，VVER-S 優勢在于：能夠在保持相同裝機容量下減少鈾消耗；可實現100%混合氧化物（MOX）燃料條件下運行；具有更高的安全水平。當前，俄羅斯已完成VVER-S 壓水堆設計文件的制訂，并已獲得建設
電力設備管理 2022年4期2022-11-25
- 全球核電裝機容量2021年小幅下降
1.4 萬千瓦壓水堆）3月10日正式開工建設。中國昌江3 號機組（110 萬千瓦壓水堆）3 月31日正式開工建設。中國田灣7 號機組（110 萬千瓦壓水堆）5 月19日正式開工建設。俄羅斯BREST-OD-300（30 萬千瓦鉛冷快堆）6月8日正式開工建設。印度庫坦庫拉姆5 號機組（91.7 萬千瓦壓水堆）6月29日正式開工建設。中國海南昌江多用途模塊式小型堆科技示范工程“玲龍一號”（12.5 萬千瓦壓水堆）7 月13日正式的開工建設。中國徐大堡3 號機組
國外核新聞 2022年1期2022-03-17
- 法美企業合作推進利用壓水堆產鈷-60
利用愛克斯龍的壓水堆生產鈷-60。根據這份備忘錄，雙方將開展技術研發合作，并共同評估利用壓水堆輻照鈷-59 以生產鈷-60的經濟性。在此之前，法國電力公司（EDF）和西屋公司（Westinghouse）2021 年12 月1 日簽署諒解備忘錄，未來將合作在法國商業壓水堆中輻照鈷-59，以生產鈷-60。雙方計劃于本世紀20 年代后期將鈷-59 裝入反應堆堆芯，并在30 年代初獲得首批鈷-60。
國外核新聞 2022年1期2022-02-08
- 壓水堆乏燃料元件包殼表面氧化膜厚度測量技術研究
曼摘? 要：在壓水堆中，核燃料元件長期受高溫、高壓、高輻照等環境影響，其外包殼表面會形成黑色致密氧化膜。氧化膜會降低燃料元件的熱交換能力，使燃料性能惡化，影響反應堆安全運行。為完成秦山一期燃料元件輻照后檢驗工作，首次在國內熱室中，運用渦流方法對乏燃料元件進行了全尺寸氧化膜厚度測量研究。該文介紹了在熱室中通過遠程控制測量裝置對秦山一期的8根乏燃料元件進行的渦流氧化膜厚度測量工作，所得測量結果準確度較高，可以認為該方法是研究全尺寸乏燃料元件表面氧化膜厚度的較好
科技資訊 2021年9期2021-07-15
- 壓水堆堆芯動態特性仿真研究
驗數據。本文以壓水堆為例主要分為兩個部分：第一、建立壓水堆堆芯的數學物理模型并分析其動態特性;第二、簡要做出壓水堆堆芯仿真控制程序。物理模型的建立分為三個部分：中子動力學模塊的建立、熱工傳遞模塊的建立、溫度效應模塊的建立。建立仿真模型，在外部引入反應性擾動的情況下，觀察壓水堆堆芯的動態特性響應。研究結果表明：①不加反饋時，堆芯中子密度會隨著反應性擾動的引入而持續走高; ②加入反饋后，由于溫度的反饋效應產生的負反應性會中和大部分正的反應性擾動，使堆功率維持在
科學與生活 2021年32期2021-01-17
- 國內壓水堆核電機組CNFM系統發展歷程概述
通量測量系統是壓水堆核電站核測系統的主要組成部分，用于測量反應堆堆芯中子注量率水平，從而提供反應堆的功率分布情況，同時校準堆外核儀表系統和LOCA監側系統。因此堆芯中子通量測量系統是核電廠重要儀表系統，它的運行可靠性直接影響核電廠的安全穩定運行。本文沿著中國大陸核電的建設歷程講述國內壓水堆核電機組堆芯中子通量測量系統的發展情況，并以此為基礎對其未來的發展趨勢做出初步預測，可為核電廠堆芯中子通量測量系統變更改造、創新設計提供重要參考。關鍵詞：堆芯中子通量測量
科技創新導報 2020年19期2020-09-26
- M310壓水堆核電機組防走錯間隔實施策略
摘要：M310壓水堆核電機組在設計上采用雙機組布置，兩臺機組存在共用公共廠房的客觀現象，同時核電廠日常的運維工作由人工完成，由于人的固有特性，會產生人因事件。據每年統計和研究結果，各類人因事件中，走錯間隔操作錯工作對象屬于其中的一種情況。針對人員走錯間隔的人因事件，采取必要的措施防止人員走錯間隔對于核電機組的安全可靠運行具有重要的意義。本文以福建福清核電1/2號機組為范例，系統介紹了M310壓水堆核電機組在視覺、聽覺及實體上的防走錯間隔的策略。關鍵詞：M3
看世界·學術下半月 2020年1期2020-09-10
- 故障樹法在壓水堆一回路功率波動原因分析中的應用
段貽杰摘要：壓水堆核電站在正常運行過程中，維持反應堆核功率的穩定，對保證電站的核安全至關重要。文章在核電站實際運行經驗的基礎上，利用故障樹理論對各種可能導致反應堆一回路功率異常波動的原因進行了分析，繪制了故障樹，并提出了處理方案。研究有助于電廠技術人員更快更準確地定位設備故障原因并及時處理。關鍵詞：故障樹;壓水堆;功率波動壓水堆核電站在功率運行期間，維持反應堆一回路功率穩定對核安全至關重要，功率的異常波動會引起堆芯反應性等一系列參數的波動，嚴重時會威脅到
科技風 2020年21期2020-08-27
- FCM燃料應用于商業壓水堆的中子物理分析
于現有大型商業壓水堆組件柵格，壽期初慢化劑溫度系數可能為正，失去固有安全性。本文從燃料富集度和柵格慢化角度，分析FCM燃料直接應用于大型商業壓水堆的可行性，分析兩種FCM燃料TRISO顆粒核芯：高溫氣冷堆中應用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明：在防核擴散的限制下，技術相對成熟的UO2核芯FCM燃料僅能應用于小型堆芯的設計，且需重新設計燃料組件柵格;提高裝量的UN核芯FCM燃料可直接裝載現有商業壓水堆，實現與其基本相當的堆芯功率和循環長度
科技創新導報 2020年11期2020-07-14
- M310型壓水堆核電廠延伸運行專項研究
陽摘? ?要：壓水堆的延伸運行模式，是指在核電廠燃料循環壽期末，一回路的硼濃度小于10ppm、功率控制棒全抽出位置時，通過降溫和降功率引入反應性，來延長反應堆運行時間的一種反應堆運行模式。一方面，延伸運行可以增加大修停機窗口安排的靈活性;另一方面，延伸運行能提高燃料的使用效率，增加燃耗深度，提高電廠的經濟性。在延伸運行期間，反應堆堆芯的物理狀態以及機組的運行模式與正常運行時存在較大差異，因此，主控室操縱人員在實施延伸運行之前，必須針對延伸運行開展系統的理論
科技創新導報 2020年8期2020-06-30
- 壓水堆MOX與UO2燃料棒輻照性能對比分析
ERNIC，對壓水堆MOX和UO2燃料棒的輻照性能進行了對比分析。結果表明，在相同的輻照條件下，MOX燃料中心溫度在低燃耗階段比UO2偏低，高燃耗階段則明顯高于UO2;MOX燃料棒內壓高于UO2，兩者之間的差距隨燃耗增加而增大;輻照后期，MOX燃料棒包殼發生向內應變的絕對值比UO2偏低。關鍵詞：壓水堆 ?MOX燃料 ?輻照性能中圖分類號：TL352 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼：A ? ? ? ? ? ? ?
科技創新導報 2019年20期2019-12-10
- 壓水堆安全保障水池全天候自動化池底清淤系統設計①
兵摘? ?要：壓水堆在國家新能源發展戰略中擁有重要地位。安全保障水池作為壓水堆重要的安全設施，承擔著壓水堆正常運行時的多項重要功能。廠外取水過程中大量的泥沙跟隨河水進入安全水池，沉降的淤泥嚴重影響了對儲水量的技術要求，對安全保障水池應急功能的正常使用帶來了極大的隱患。同時，大量的泥沙進入系統后，對閥門、泵體、管道、設備等造成磨損，降低了設備的使用壽命。本研究主要解決了在安全保障水池正常使用過程中淤泥清除的問題。結合安全保障水池的技術文獻及前期清淤工作經驗，
科技創新導報 2019年14期2019-10-20
- 全廠斷電疊加破口事故分析研究
要：本文以典型壓水堆核電機組為研究對象，采用MAAP程序對全廠斷電（SBO）疊加不同尺寸破口（LOCA）的冷卻劑喪失事件導致的嚴重事故工況進行分析，對安全殼超壓失效及氫氣風險進行了研究。通過研究發現在SBO疊加不同大小破口導致的嚴重事故進程中，在下封頭失效前，安全殼均能保持其完整性。本文研究可為核事故應急管理提供了參考依據。關鍵詞：壓水堆;嚴重事故;全廠斷電;冷卻劑喪失事故;氫氣風險DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.04
山東工業技術 2019年4期2019-10-14
- 船用壓水堆穩壓器水位測量系統研究設計
器;海洋工況;壓水堆【Keywords】reference measuring tube; regulator; ocean conditions; pressurized water reactor【中圖分類號】TL99 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?【文獻標志碼】A ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?【文章編號】1673-1069（2019）06-0140-031 引言
中小企業管理與科技·下旬刊 2019年6期2019-09-10
- 壓水堆核電廠儀控系統的定期試驗設計
標的要求，介紹壓水堆核電廠保護系統定期試驗的設計。關鍵詞：核電;壓水堆;定期試驗;儀控系統中圖分類號：TK323 ? 文獻標識碼：A文章編號：1009-3044（2019）14-0228-03Abstract： With the expanding demand for clean energy in China and the rapid development of nuclear power in China， DCS control system，
電腦知識與技術 2019年14期2019-07-16
- 在線溶解氫表在壓水堆核電廠的常見問題及解決措施
報警信息。結合壓水堆核電廠在線溶解氫表在調試、運行期間出現的常見問題進行案例分析，提出以后在線溶解氫表維護期間應注意的重點，為提高電廠在線溶解氫表測量準確性和化學監督水平提供了有效的技術手段。關鍵詞：壓水堆；在線溶解氫表；常見故障DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.11.0561 在線溶解氫表的重要性反應堆功率運行時，一回路冷卻劑由于經受以γ射線為主的混合射線的輻照而引起水的輻照分解。為了抑制水的輻照分解而產生對結構材料完
山東工業技術 2019年11期2019-05-30
- 基于坐標平移法對壓水堆核電廠堆芯慢速區修正
東【摘 要】在壓水堆核電廠換料大修前必須對裝卸料機大車、小車在裝卸料期間的安全邊界進行驗證，尤其是在堆芯區域。原始的邊界區域信息是按照電廠提供的建造圖紙提供的數據得來的，與實際的數據會有差別，需要根據現場實際測量的數據進行修正。在電廠的實際工作中，已經采用了基于坐標平移法對堆芯邊界進行修正的方式，此方法能夠降低裝卸料機在堆芯磕碰導向柱的風險?；谧鴺似揭品▽?span class="hl">壓水堆機組堆芯邊界進行修正是一種有效方式?！娟P鍵詞】坐標平移;壓水堆;堆芯慢速區;修正中圖分類號：
科技視界 2019年3期2019-04-20
- 淺談幾種壓水堆反應堆壓力容器結構
和工作過程中，壓水堆反應堆壓力容器在核反應以及發電過程中發揮著非常重要的作用。對幾種壓水堆反應堆壓力容器的結構進行討論，可以更加清楚地了解壓水堆反應堆壓力容器的發展和改進。本文主要針對目前我國壓水堆反應堆壓力容器結構的大概介紹、幾種壓水堆反應堆壓力容器結構的比較和分析兩個方面的問題進行了詳細的探討和分析。關鍵詞：壓水堆；反應堆；壓力容器；分析和比較隨著經濟的發展和科技的進步，壓水堆核電廠在進行正常運行和工作的過程中，在確保核反應和發電工作安全的前提下，還要
科技信息·中旬刊 2018年4期2018-10-21
- 在線鈉表在壓水堆核電廠的常見故障及解決措施
至關重要。結合壓水堆核電廠在線鈉表在調試、運行期間出現的常見故障進行案例分析，提出以后鈉表維護期間應注意的重點，為提高電廠在線鈉表測量準確性和化學監督水平提供了有效的技術手段。關鍵詞：壓水堆；在線鈉表；常見故障DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.09.0911 在線鈉表的重要性NaOH作為一種強電離的堿，能夠提高pH值，同時還會發生局部濃縮，在高溫和熱通量的功率運行時，鈉離子的不正常濃縮會產生嚴重的后果，如燃料包殼的均勻腐
山東工業技術 2018年9期2018-05-26
- 壓水堆核電廠福島事故移動電源改進項分析
倩摘 要：介紹壓水堆核電廠福島事故后移動電源改進項的實施背景，兩種不同電壓等級移動電源的設備配置及其帶載負荷，分析其在核電廠事故工況下的應急功能實現。關鍵詞：壓水堆；福島改進項；移動電源DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.09.1541 福島改進項移動電源改進項實施背景借鑒于日本福島核電站的事故所給我們的啟示，為了保證發生壓水堆核電廠全廠斷電事故情況下長期排出堆芯和乏燃料水池的剩余熱量，以及保證第二道密封屏障的完整性，應考
山東工業技術 2018年9期2018-05-26
- 壓水堆核電廠啟停過程中堆外核測儀表應用分析
倩摘 要：依據壓水堆核電廠堆外核測儀表的測量原理，分析各級儀表在反應堆啟停過程中的變化趨勢，給出儀表在反應堆臨界、提升功率中的應用方案。關鍵詞：壓水堆；核測儀表；反應性DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.08.0891 壓水堆核電廠堆外核測儀表堆外核測儀表系統（RPN）的功能是連續監測反應堆功率、功率水平和功率分布的變化。為此目的，RPN使用了設置在反應堆壓力容器外的一系列測量中子注量率的探測器。測量的模擬信號向反應堆操縱
山東工業技術 2018年8期2018-04-26
- 壓水堆核電廠GSS系統再熱汽溫影響因素分析及運行方式的選擇
朱劍波摘 要：壓水堆核電廠二回路蒸汽為飽和蒸汽，汽水分離再熱器系統（GSS）再熱汽的溫變化及系統的運行方式對壓水堆核電廠的影響較大，直接關系到核電廠的經濟性。文章結合質量和能量平衡關系，構建傳熱簡化模型，對再熱汽溫的影響因素作定性分析，對GSS系統的運行方式作簡要介紹，旨在為壓水堆核電廠的穩定和經濟運行提供參考，推動行業發展。關鍵詞：GSS；壓水堆；核電廠；再熱氣溫；影響因素中圖分類號：TM621.2 文獻標志碼：A 文章編號：2095-2945（2018
科技創新與應用 2018年10期2018-04-21
- 壓水堆核電廠一回路水化學控制
現，為此本文就壓水堆核電廠一回路水化學控制展開了具體研究，希望這一研究能夠為我國核電事業的更好發展帶來一定啟發。關鍵詞 一回路核電站水化學在我國當下核電事業的發展中，壓水堆核電廠是我國最主要的核電廠堆型，而對于壓水堆核電廠來說，一回路水化學在其中發揮著尤為重要的作用，工作人員所受的輻射劑量降低、放射性屏障運行壽命的提升都屬于這一作用的最好體現，而這些就使得壓水堆核電廠的經濟性和安全性將實現較好改善，為了保證一回路水化學效用的較好發揮，正是本文就壓水堆核電廠
現代企業文化·理論版 2017年14期2017-10-18
- 壓水堆核電廠一回路充排水過程中液位計變化分析
靜思摘 要：從壓水堆核電廠一回路液位計的測量原理入手，深入分析了各液位計在一回路充排水過程中的變化原因，給出了一回路液位計指示偏差的解決辦法。關鍵詞：壓水堆；一回路液位計；穩壓器水位DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2017.17.0201 一回路液位計一回路排水過程的水位監視手段包括RCP 012 MN、RCP 098 MN、RCP 091 MN、RCP 300MN，各個儀表的測量對象和范圍各不相同。RCP012MN 測量的是穩
山東工業技術 2017年17期2017-09-13
- 一種壓水堆燃料傳輸傾翻機豎直故障的排查和處理方法
要】論文介紹了壓水堆燃料組件傳輸系統傾翻機豎直故障的原因及其處理辦法，簡單闡述了其工作原理，分析了其改進方法，為類似故障的處理提供參考?！続bstract】This paper introduces the causes and the treatment methods of tilting machine vertical fault of PWR fuel assembly transmission system， introduces its wo
中小企業管理與科技·中旬刊 2017年8期2017-09-07
- 一種壓水堆燃料組件上管座堆內位置測量方法
摘 要】介紹了壓水堆燃料組件上管座堆內位置測量的目的，闡述了堆內位置測量系統的方法和原理，分析了其測量精度和改進方法，為設備研發和改進提供參考?！続bstract】The purpose of measuring the internal reactor position of the top nozzle of a pressurized water reactor fuel assembly is introduced， and the paper e
中小企業管理與科技·下旬刊 2017年7期2017-08-24
- 壓水堆燃料破損概述
措施。關鍵詞：壓水堆 燃料破損 晶粒邊界分離一、前言在世界范圍內，壓水堆燃料一直運行良好。然而，各國正在運行的核電站仍有燃料破損發生。燃料性能的提升和改進基于對燃料的堆內行為和破損機制有更深的理解。燃料破損直接影響核電站的安全，燃料可靠性也會影響核電站的經濟性。尤其對我國自主研發的商用壓水堆核燃料來說，燃料破損率關系著我國自主核電品牌的形象，是自主品牌核電走出去的關鍵。二、燃料破損對經濟性的影響1.供電損失。有時為了卸除破損燃料，嚴重的燃料破損需要在中間循
消費導刊 2016年7期2017-08-12
- 壓水堆控制棒導向筒內流致振動研究
意義。關鍵詞：壓水堆 控制棒 流致振動 數值模擬中圖分類號：TL341 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2017）03（c）-0027-031 引言1.1 該研究的意義流致振動問題的存在最早是由于設計的不足，因為在核電站的最初設計時并沒有將流致振動問題考慮在內，直到后來一些較大事故的發生才使得流致振動問題受到廣泛的關注。其中比較著名的有：日本東海村、瑞典林哈爾斯-3核電站等的蒸汽發生器管束振動；美國的揚基羅等吊籃組件的熱屏蔽結構、堆芯圍板、反
科技創新導報 2017年9期2017-08-02
- LBB泄漏監測系統在三代壓水堆核電廠的應用研究
鍵詞】LBB；壓水堆；泄漏監測；三代核電廠Study on Application of LBB （Leak Before Break） Detection System in Third Generation PWR Nuclear PlantJIANG Tian-zhi SHEN Feng YANG Dai-bo WANG Yin-li HUANG You-jun YUAN Bin（Science and Technology on Reactor S
科技視界 2017年6期2017-07-01
- 壓水堆核電廠非能動余熱排出系統對比研究
】絕大部分先進壓水堆都采用非能動方式導出余熱，以提高反應堆的固有安全性。根據非能動余熱排出系統的布置方式，一般可分為一次側余排（S-PRS）和二次側余排（T-PRS）。本文以AP1000核電廠全廠斷電事故為例，分析這兩種非能動余排在事故下的響應，為系統設計提供相應的參考?！娟P鍵詞】非能動余排；余熱；壓水堆；對比Compare of Passive Residual Heat Removal System for Pressurized Water Reac
科技視界 2017年6期2017-07-01
- 第三代核電站與二代核電站的化學與容積控制系統的對比
文介紹了第三代壓水堆型化學與容積控制系統（CVS）和二代壓水堆電站化學與容積控制系統（RCV）的設計特點及系統流程；分析了化學與容積控制系統在這兩種堆型中的主要差異。通過對這兩種堆型中化學與容積控制系統的差異性比較，從理論上驗證了第三代堆型化學與容積控制系統的簡化性和優越性，系統設計簡化、系統設計級別降低及設備級別降低，不僅降低造價，而且有助于實現相關國產化自主化目標。關鍵詞：化學與容積控制系統 壓水堆 設計特點 對比中圖分類號：TM62 文獻標識碼：A
科技資訊 2016年33期2017-03-31
- 典型壓水堆停堆后衰變熱分布變化規律研究
213）?典型壓水堆停堆后衰變熱分布變化規律研究廖瑋張敏杰田宇（中國核動力研究設計院，四川成都610213）摘要：現有核電廠反應堆堆芯功率較大，其停堆后衰變釋放的熱量相當可觀。本文利用壓水堆燃料管理程序對國內某900MW核電站堆芯進行了詳細的跟蹤計算，獲得了整個壽期內具有工程參考價值的堆內組件功率分布和累積的燃耗分布。利用ORIGEN-2程序對堆芯不同運行階段停堆后的衰變熱進行計算，分析了停堆后較短時間內衰變熱的變化規律，得到了堆芯內各個組件衰變熱大小的分
河南科技 2016年1期2016-07-25
- 堆芯稀釋后一回路與穩壓器濃度差分析
的CNP600壓水堆一回路進行重新分析，利用數學公式對一回路的稀釋攪渾過程進行建模，通過計算機語言編程為所建數學模型提供計算支持，將得到數據與實測數據進行對比以及誤差分析，實現在堆芯物理啟動臨界時精確預測堆芯稀釋時間與堆芯硼濃度差的關系，在滿足運行技術規范的前提下，達到提高堆芯物理啟動臨界的安全性并縮短試驗時間的目的?！娟P鍵詞】壓水堆；稀釋；數學建模；編程運算0 引言在壓水堆運行過程中，反應性控制主要利用控制棒和冷卻劑中的硼酸，其中硼酸調節較控制棒調節不確
科技視界 2016年15期2016-06-30
- 基于GB151方法驗算立式蒸汽發生器管板厚度
坤【摘 要】在壓水堆核電廠立式蒸汽發生器設計中，強度計算是確定各部分基本尺寸的重要依據。其中，管板作為一二次側的壓力邊界，同時本身有數量眾多的開孔，厚度取值尤為重要。本文在壓水堆核電廠蒸汽發生器設計中常用的管板計算方法基礎上，采用國家標準GB151《管殼式換熱器》進行驗算。結果表明，國家標準GB151的驗算精度良好，可以作為管板強度計算常用方法的有效補充?！娟P鍵詞】壓水堆；立式蒸汽發生器；管板；厚度驗算0 概況壓水堆核電廠常用的立式蒸汽發生器是反應堆冷卻劑
科技視界 2016年11期2016-05-23
- 三種核電機組乏燃料水池冷卻系統的比較與分析
燃料水池冷卻；壓水堆；M310；VVER；AP1000DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.09.1401 引言2011年3月11日，日本“福島事故”導致大量放射性物質釋放，引起了人們對嚴重事故下乏燃料組件安全問題的高度關注[1]。本文對國內三種典型的核電機組（M310、VVER和AP1000）乏燃料水池（以下簡稱乏池）的冷卻系統做了詳細介紹，對不同堆型該系統的設計特點進行了分析和比較，并提出了改進建議。2 M310、VVE
山東工業技術 2016年9期2016-05-06
- 全球核電裝機容量2015年小幅上升
020 MWe壓水堆）1月12日實現首次并網發電；·韓國新月城2號機組（960 MWe壓水堆）2月26日實現首次并網發電；·中國陽江2號（1020 MWe壓水堆）3 月10日實現首次并網發電；·中國寧德3號機組（1018 MWe壓水堆）3月21日實現首次并網發電；·中國紅沿河3號機組（1060 MWe壓水堆）3月23日實現首次并網發電；·中國福清2號機組（1020 MWe壓水堆）8月6日實現首次并網發電；圖1 2007—2015年首次并網發電的核電機組數量
國外核新聞 2016年1期2016-03-28
- 日本伊方1號機組關閉
66 MWe的壓水堆，1977年投入商業運行。該機組是日本電力公司近兩年宣布關閉的第六臺核電機組。另外五臺機組均在2015年4月正式宣布關閉。它們是關西電力公司(Kansai)美濱1號(340 MWe壓水堆)和2號機組(500 MWe壓水堆)、九州電力公司(Kyushu)玄海1號機組(559 MWe壓水堆)、日本原子能電力公司(JAPC)敦賀1號機組(357 MWe沸水堆)以及中國電力公司(Chugoku)島根1號機組(460 MWe沸水堆)。相關電力公司
國外核新聞 2016年6期2016-03-17
- 壓水堆環形燃料結構熱工水力分析方法研究
102413）壓水堆環形燃料結構熱工水力分析方法研究刁均輝，季松濤，韓智杰 （中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）摘要：以秦山二期壓水堆為參考堆型，對壓水堆環形燃料結構進行熱工水力分析方法研究。應用SAAF程序分析了從11×11到15×15等5種不同排列方式中不同尺寸的環形燃料棒的熱工水力性能，綜合最小偏離泡核沸騰比、壓降和燃料芯塊溫度等參數確定了環形燃料組件最佳排列方式為13×13。本文研究結果為相關專業分析提供了初始計算模型。
原子能科學技術 2015年8期2015-12-15
- 核電水位控制系統介紹
田秘摘 要：壓水堆核電廠由一、二次回路構成，蒸汽發生器在其中起到樞紐的作用。蒸汽發生器的水位控制在核電站的安全運行中占有重要的地位。穩壓器水位控制系統是核電站另一個重要的控制系統，與核電站的安全、穩定、可靠運行有直接關系。關鍵詞：壓水堆；核電廠；核能DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2015.24.1431 核島組成和運行原理核電廠是利用核能生產電能的電廠。壓水堆核電廠是由一回路（包括壓水反應堆系統和反應堆冷卻劑系統）、二回路（包
山東工業技術 2015年24期2015-12-10