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相似文献
 共查询到20条相似文献,搜索用时 156 毫秒
1.
三门核电是全球首座三代核电技术AP1000核电厂,与传统成熟的压水堆核电厂技术最大不同是安全系统使用了"非能动"技术。设备冷却水系统(CCS)虽然不是安全相关,但作为纵深防御系统能够在事故情况下协助"非能动系统"更快更好地缓解和终止事故。在正常运行和停堆换料期间,CCS运行也是保证电厂发电或余热导出的关键环节。所以核电厂操纵员必须熟练掌握CCS系统运行,包括失效现象及处理措施,保证电厂安全运行。  相似文献   

2.
首先对核反应堆设计中非能动安全技术的概念和分类进行了介绍,在此基础上归纳整理非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的应用情况,介绍了ACP1000重要的非能动安全系统,对能动安全技术和非能动安全技术的应用提出了见解,并进一步讨论能动与非能动相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。  相似文献   

3.
福岛核事故之后,各国核电监管部门对于核电厂严重事故的预防和缓解措施都提出了更为严格的要求,确保在发生概率极低的严重事故的情况下,也能限制放射性物质向环境的释放。本文以AP1000针对严重事故的氢气控制措施为研究方向,介绍了严重事故情况下氢气的产生位置、反应机理、对安全壳的威胁、氢气点火器和非能动氢气复合器的布置。通过对上述设计和管理措施的介绍,结合其他研究成果,说明了AP1000核电厂对于严重事故情况下的氢气控制是有效的,能够满足国家核安全局的要求,可以确保安全壳的完整性。  相似文献   

4.
本文介绍了事故后安全壳内氢气产生的原因,以及氢气在安全壳内燃烧引起的危害。分析了AP1000安全壳氢气控制系统的设计特点,以及该系统如何在设计基准事故和严重事故下控制氢气浓度,并与传统二代核电厂的安全壳消氢系统进行对比,分析了AP1000在氢气控制方面的优越性,并对该系统设备的运行提出了建议,可以做为国内新建电厂的设计借鉴。  相似文献   

5.
绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响应,为系统设计提供相应的参考。  相似文献   

6.
本文简单介绍了二代加和AP1000核电中蒸汽发生器排污系统的差异。通过设备设置、控制方法、系统接口等方面的比较,表明AP1000核站电蒸汽发生器排污系统在满足系统功能的基础上更加安全和先进。  相似文献   

7.
反应堆控制系统是核电站最核心的控制系统,反应堆控制系统的控制策略从第一代核电站到当今正在建设的第三代核电站一直在不断演进。本文通过研究早期压水堆核电站反应堆控制策略和具有典型意义的代表二代加技术的CPR1000堆型,以及代表第三代核电技术的AP1000堆型的反应堆控制策略,对比分析不同控制策略优缺点,试图揭示其发展演进脉络,指出未来反应堆控制策略的发展趋势。  相似文献   

8.
AP1000核电反应堆主冷却剂系统管道,简称主管道(缩写RCL)属于核电站最为核心的功能性设备,其安装的精度控制和质量状况,直接影响核电站整体健康运行和核安全关键性能。本文通过采用"反求工程理论模型"研究方法对三门AP1000参考电站主管道(缩写RCL)坡口加工工艺进行研究和总结,为后续AP1000核电站主管道坡口加工提供参考和借鉴。  相似文献   

9.
非能动安全壳冷却系统依靠上升段和下降段密度差驱动形成的自然循环流动排出安全壳内热量,此类非能动系统不需要外部电源、泵等能动设备,简化了系统,依靠自然作用,不需要控制。在地下核电站中,非能动安全壳冷却系统换热器与换热水箱之间的水位差高达180米,可形成很大自然循环驱动头,利于自然循环流动和换热。利用RELAP5模拟表明,随着换热器进口温度上升,上升段出口处出现闪蒸,引起两相自然循环流动振荡和流动漂移现象,这会降低系统排热能力,并对设备造成不利影响。  相似文献   

10.
浙江三门核电是全球首座AP1000核电站,一期工程正在建设两台容量125万千瓦机组,是我国第三代核电引进消化吸收再创新的依托项目。三门现场项目管理机构(SPMO)始终坚持制度创新、管理创新的理念,着力打造我国未来核电建设的样板工程。在1#机组的安装实践过程中,出现了一些质量案例,部分还涉及到重要的核级物项,其中有设计的原因,也有施工技术质量管理的原因。依托项目的焊接质量管理经验存在不足,迫切需要开展标准化管理研究。本文通过焊接质量标准化管理研究专项小组的工程实践,从焊接质量管理要素标准化管理、焊接技术准备标准化管理、核岛安装物项焊接质量管理实践范例等方面进行探索,形成了焊接质量管理标准化技术成果,并成功运用于三门核电依托项目2#机组及海阳核电依托项目,实现了公司建立AP1000核电项目焊接质量管理样板工程的目标。  相似文献   

11.
在核电厂发生事故情况下,锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气,可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸,形成较大的压力载荷,对安全壳的完整性构成极大威胁。AP1000具有专设的安全壳氢气控制系统可限制安全壳内大气中的氢气浓度。  相似文献   

12.
福岛事故中氢气爆炸对全球核电厂安全提出了严峻挑战。因此,明确事故工况下的氢气来源,并及时采取合适的措施降低安全壳内氢气浓度对于核电厂安全至关重要。本文介绍了压水堆核电厂严重事故工况下氢气产生的机理,对目前采用的几种消氢装置如移动式氢复合器、点火器及非能动式氢复合器做了具体分析对比,阐明各自的运行特点,特别强调了非能动式氢气复合器的优点及运行注意事项,对核电厂的技术改造具有借鉴意义。  相似文献   

13.
LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析。最后,对各种探测技术进行了总结。  相似文献   

14.
自岭澳二期核电站起,非能动实体防火保护结构的供货一直由国外厂商独家垄断,采购费用昂贵,为降低建造成本,打破技术壁垒,急需对该防火结构进行国产化。通过对该防火结构技术要求的分析,并考虑核电站特殊的使用环境,对组成该防火结构的材料进行了选型,制作了样件,并对样件进行了耐火极限的测试。最终,研制出满足M310二代加核电站设计要求的非能动实体防火保护结构,实现了国产化,填补了国内空白。  相似文献   

15.
本文通过对当前核电厂设备冷却水系统常用的几种缓蚀剂以及pH控制剂的比较分析,结合AP1000闭式冷却水系统(CCS)材料和运行要求,选择了适合AP1000 CCS的缓蚀剂和pH控制剂,为CCS的缓蚀剂和pH控制剂的选择和使用提供指导。  相似文献   

16.
AP1000机组核岛系统由美国西屋电气公司设计,在设备设计、制造、调试、运行等方面都引入了美国标准。根据美国联邦法规10CFR50.55a(f)的要求,ASME核1、2、3级泵和阀门需根据ASME OM规范及其相关附录的要求实施在役试验予以验证设备的泄漏率和能动功能。AP1000技术规格书也要求业主开发在役试验大纲以满足规范要求。本文介绍了AP1000机组开发在役试验大纲的要求以及目前最新ASME OM规范2015版的要求,以期为国内其他机组在役试验大纲的开发提供参考与指导。  相似文献   

17.
本文介绍了目前国内外常用的几种无损检测技术,结合AP1000蒸汽发生器管板加工,对无损检测技术中的渗透检测(PT)在AP1000蒸汽发生器管板加工中的应用进行了探讨,着重地从液体渗透检验试剂、检验程序以及检验标准等方面进行了探究。  相似文献   

18.
本试验旨在研究不同饲粮结构对荷斯坦奶公犊生长性能、屠宰性能及血清生化指标的影响。试验选取健康无病、体重(42±5)kg和日龄[(14±3)d]相近的奶公犊40头,随机分为4组,每组10头,并饲喂不同结构饲粮。试验Ⅰ组:代乳品+颗粒料+羊草;试验Ⅱ组:代乳品+羊草;试验Ⅲ组:代乳品+颗粒料;试验Ⅳ组:代乳品。预试期1周,正试期8周。结果表明:1)试验Ⅰ、Ⅲ组末重和平均日增重显著高于试验Ⅱ、Ⅳ组(P<0.05)。各组间料重比差异不显著(P>0.05),试验Ⅳ组料重比分别比试验Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ组降低了31.10%、45.03%、41.70%。2)试验结束时,试验Ⅲ组体高、胸围显著高于试验Ⅱ、Ⅳ组(P<0.05),试验Ⅲ组体高、胸围和臀高增长率显著高于试验Ⅱ、Ⅳ组(P<0.05)。3)各组间屠宰性能指标差异不显著(P>0.05)。4)试验Ⅲ组肝脏重、肺脏重、肾脏重显著高于试验Ⅱ、Ⅳ组(P<0.05),试验Ⅰ组肾脏重/空体重显著高于试验Ⅱ组(P<0.05)。5)试验结束时,试验Ⅰ、Ⅲ组血清葡萄糖、尿素氮含量和谷丙转氨酶活性显著高于试验Ⅱ、Ⅳ组(P<0.05),试验Ⅱ组血清非酯化脂肪酸含量显著低于试验Ⅰ、Ⅲ、Ⅳ组(P<0.05),试验Ⅱ组血清甘油三酯含量显著高于试验Ⅰ、Ⅲ、Ⅳ组(P<0.05),试验Ⅲ组血清生长激素含量显著高于试验Ⅰ、Ⅱ组(P<0.05)。综上所述,在本试验条件下,代乳品+颗粒料的饲粮结构可以提高犊牛的生长性能,达到促进其生长发育的效果。  相似文献   

19.
本文对AP1000核电站钢制安全壳寿期中的加工制造、存储、吊装及拼装等施工过程中可能导致锈蚀的原因进行了分析,并针对不同施工过程提出了一定的应对措施,如采用特定的防护材料及适当的防护等,从而达到控制工期及造价的目的。  相似文献   

20.
模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。  相似文献   

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