压水堆
- 压水堆乏燃料棒涡流探伤技术研究
棒 热室 压水堆 辐照后检验中图分类号：TL421.105 文献标志码：A 文章编号：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
科技资讯 2023年6期2023-04-23
- 2022年全球核电装机容量小幅增加
均为百万千瓦级压水堆机组：中国5台、埃及2台、土耳其1台。中国田湾核电厂8 号机组（110 万千瓦压水堆）2月25日正式开工建设。中国徐大堡核电厂4 号机组（110 万千瓦压水堆）5月19日正式开工建设。中国三门核电厂3 号机组（116.3 万千瓦压水堆）6月28日正式开工建设。中国海阳核电厂3 号机组（116.1 万千瓦压水堆）7月7日正式开工建设。埃及埃尔达巴核电厂1 号机组（119.4 万千瓦压水堆）7月20日正式开工建设。土耳其阿库尤核电厂4 号机
国外核新闻 2023年1期2023-02-28
- 11 俄罗斯开发VVER-S反应堆
R-S 型创新压水堆。VVER-S 压水堆由俄罗斯国家原子能集团公司（Rosatom）下属俄罗斯水压试验设计院（OKB Giress）研发。在VVER-S 压水堆中，多余的中子被铀-238吸收，而不是被硼酸吸收，并产生钚作为新的裂变材料。与VVER-1200相比，VVER-S 优势在于：能够在保持相同装机容量下减少铀消耗；可实现100%混合氧化物（MOX）燃料条件下运行；具有更高的安全水平。当前，俄罗斯已完成VVER-S 压水堆设计文件的制订，并已获得建设
电力设备管理 2022年4期2022-11-25
- 全球核电装机容量2021年小幅下降
1.4 万千瓦压水堆）3月10日正式开工建设。中国昌江3 号机组（110 万千瓦压水堆）3 月31日正式开工建设。中国田湾7 号机组（110 万千瓦压水堆）5 月19日正式开工建设。俄罗斯BREST-OD-300（30 万千瓦铅冷快堆）6月8日正式开工建设。印度库坦库拉姆5 号机组（91.7 万千瓦压水堆）6月29日正式开工建设。中国海南昌江多用途模块式小型堆科技示范工程“玲龙一号”（12.5 万千瓦压水堆）7 月13日正式的开工建设。中国徐大堡3 号机组
国外核新闻 2022年1期2022-03-17
- 法美企业合作推进利用压水堆产钴-60
利用爱克斯龙的压水堆生产钴-60。根据这份备忘录，双方将开展技术研发合作，并共同评估利用压水堆辐照钴-59 以生产钴-60的经济性。在此之前，法国电力公司（EDF）和西屋公司（Westinghouse）2021 年12 月1 日签署谅解备忘录，未来将合作在法国商业压水堆中辐照钴-59，以生产钴-60。双方计划于本世纪20 年代后期将钴-59 装入反应堆堆芯，并在30 年代初获得首批钴-60。
国外核新闻 2022年1期2022-02-08
- 压水堆乏燃料元件包壳表面氧化膜厚度测量技术研究
曼摘 要：在压水堆中，核燃料元件长期受高温、高压、高辐照等环境影响，其外包壳表面会形成黑色致密氧化膜。氧化膜会降低燃料元件的热交换能力，使燃料性能恶化，影响反应堆安全运行。为完成秦山一期燃料元件辐照后检验工作，首次在国内热室中，运用涡流方法对乏燃料元件进行了全尺寸氧化膜厚度测量研究。该文介绍了在热室中通过远程控制测量装置对秦山一期的8根乏燃料元件进行的涡流氧化膜厚度测量工作，所得测量结果准确度较高，可以认为该方法是研究全尺寸乏燃料元件表面氧化膜厚度的较好
科技资讯 2021年9期2021-07-15
- 压水堆堆芯动态特性仿真研究
验数据。本文以压水堆为例主要分为两个部分：第一、建立压水堆堆芯的数学物理模型并分析其动态特性;第二、简要做出压水堆堆芯仿真控制程序。物理模型的建立分为三个部分：中子动力学模块的建立、热工传递模块的建立、温度效应模块的建立。建立仿真模型，在外部引入反应性扰动的情况下，观察压水堆堆芯的动态特性响应。研究结果表明：①不加反馈时，堆芯中子密度会随着反应性扰动的引入而持续走高; ②加入反馈后，由于温度的反馈效应产生的负反应性会中和大部分正的反应性扰动，使堆功率维持在
科学与生活 2021年32期2021-01-17
- 国内压水堆核电机组CNFM系统发展历程概述
通量测量系统是压水堆核电站核测系统的主要组成部分，用于测量反应堆堆芯中子注量率水平，从而提供反应堆的功率分布情况，同时校准堆外核仪表系统和LOCA监侧系统。因此堆芯中子通量测量系统是核电厂重要仪表系统，它的运行可靠性直接影响核电厂的安全稳定运行。本文沿着中国大陆核电的建设历程讲述国内压水堆核电机组堆芯中子通量测量系统的发展情况，并以此为基础对其未来的发展趋势做出初步预测，可为核电厂堆芯中子通量测量系统变更改造、创新设计提供重要参考。关键词：堆芯中子通量测量
科技创新导报 2020年19期2020-09-26
- M310压水堆核电机组防走错间隔实施策略
摘要：M310压水堆核电机组在设计上采用双机组布置，两台机组存在共用公共厂房的客观现象，同时核电厂日常的运维工作由人工完成，由于人的固有特性，会产生人因事件。据每年统计和研究结果，各类人因事件中，走错间隔操作错工作对象属于其中的一种情况。针对人员走错间隔的人因事件，采取必要的措施防止人员走错间隔对于核电机组的安全可靠运行具有重要的意义。本文以福建福清核电1/2号机组为范例，系统介绍了M310压水堆核电机组在视觉、听觉及实体上的防走错间隔的策略。关键词：M3
看世界·学术下半月 2020年1期2020-09-10
- 故障树法在压水堆一回路功率波动原因分析中的应用
段贻杰摘要：压水堆核电站在正常运行过程中，维持反应堆核功率的稳定，对保证电站的核安全至关重要。文章在核电站实际运行经验的基础上，利用故障树理论对各种可能导致反应堆一回路功率异常波动的原因进行了分析，绘制了故障树，并提出了处理方案。研究有助于电厂技术人员更快更准确地定位设备故障原因并及时处理。关键词：故障树;压水堆;功率波动压水堆核电站在功率运行期间，维持反应堆一回路功率稳定对核安全至关重要，功率的异常波动会引起堆芯反应性等一系列参数的波动，严重时会威胁到
科技风 2020年21期2020-08-27
- FCM燃料应用于商业压水堆的中子物理分析
于现有大型商业压水堆组件栅格，寿期初慢化剂温度系数可能为正，失去固有安全性。本文从燃料富集度和栅格慢化角度，分析FCM燃料直接应用于大型商业压水堆的可行性，分析两种FCM燃料TRISO颗粒核芯：高温气冷堆中应用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明：在防核扩散的限制下，技术相对成熟的UO2核芯FCM燃料仅能应用于小型堆芯的设计，且需重新设计燃料组件栅格;提高装量的UN核芯FCM燃料可直接装载现有商业压水堆，实现与其基本相当的堆芯功率和循环长度
科技创新导报 2020年11期2020-07-14
- M310型压水堆核电厂延伸运行专项研究
阳摘 要：压水堆的延伸运行模式，是指在核电厂燃料循环寿期末，一回路的硼浓度小于10ppm、功率控制棒全抽出位置时，通过降温和降功率引入反应性，来延长反应堆运行时间的一种反应堆运行模式。一方面，延伸运行可以增加大修停机窗口安排的灵活性;另一方面，延伸运行能提高燃料的使用效率，增加燃耗深度，提高电厂的经济性。在延伸运行期间，反应堆堆芯的物理状态以及机组的运行模式与正常运行时存在较大差异，因此，主控室操纵人员在实施延伸运行之前，必须针对延伸运行开展系统的理论
科技创新导报 2020年8期2020-06-30
- 压水堆MOX与UO2燃料棒辐照性能对比分析
ERNIC，对压水堆MOX和UO2燃料棒的辐照性能进行了对比分析。结果表明，在相同的辐照条件下，MOX燃料中心温度在低燃耗阶段比UO2偏低，高燃耗阶段则明显高于UO2;MOX燃料棒内压高于UO2，两者之间的差距随燃耗增加而增大;辐照后期，MOX燃料棒包壳发生向内应变的绝对值比UO2偏低。关键词：压水堆 MOX燃料 辐照性能中图分类号：TL352 文獻标识码：A
科技创新导报 2019年20期2019-12-10
- 压水堆安全保障水池全天候自动化池底清淤系统设计①
兵摘 要：压水堆在国家新能源发展战略中拥有重要地位。安全保障水池作为压水堆重要的安全设施，承担着压水堆正常运行时的多项重要功能。厂外取水过程中大量的泥沙跟随河水进入安全水池，沉降的淤泥严重影响了对储水量的技术要求，对安全保障水池应急功能的正常使用带来了极大的隐患。同时，大量的泥沙进入系统后，对阀门、泵体、管道、设备等造成磨损，降低了设备的使用寿命。本研究主要解决了在安全保障水池正常使用过程中淤泥清除的问题。结合安全保障水池的技术文献及前期清淤工作经验，
科技创新导报 2019年14期2019-10-20
- 全厂断电叠加破口事故分析研究
要：本文以典型压水堆核电机组为研究对象，采用MAAP程序对全厂断电（SBO）叠加不同尺寸破口（LOCA）的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进行分析，对安全壳超压失效及氢气风险进行了研究。通过研究发现在SBO叠加不同大小破口导致的严重事故进程中，在下封头失效前，安全壳均能保持其完整性。本文研究可为核事故应急管理提供了参考依据。关键词：压水堆;严重事故;全厂断电;冷却剂丧失事故;氢气风险DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.04
山东工业技术 2019年4期2019-10-14
- 船用压水堆稳压器水位测量系统研究设计
器;海洋工况;压水堆【Keywords】reference measuring tube; regulator; ocean conditions; pressurized water reactor【中图分类号】TL99 【文献标志码】A 【文章编号】1673-1069（2019）06-0140-031 引言
中小企业管理与科技·下旬刊 2019年6期2019-09-10
- 压水堆核电厂仪控系统的定期试验设计
标的要求，介绍压水堆核电厂保护系统定期试验的设计。关键词：核电;压水堆;定期试验;仪控系统中图分类号：TK323 文献标识码：A文章编号：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，
电脑知识与技术 2019年14期2019-07-16
- 在线溶解氢表在压水堆核电厂的常见问题及解决措施
报警信息。结合压水堆核电厂在线溶解氢表在调试、运行期间出现的常见问题进行案例分析，提出以后在线溶解氢表维护期间应注意的重点，为提高电厂在线溶解氢表测量准确性和化学监督水平提供了有效的技术手段。关键词：压水堆；在线溶解氢表；常见故障DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.11.0561 在线溶解氢表的重要性反应堆功率运行时，一回路冷却剂由于经受以γ射线为主的混合射线的辐照而引起水的辐照分解。为了抑制水的辐照分解而产生对结构材料完
山东工业技术 2019年11期2019-05-30
- 基于坐标平移法对压水堆核电厂堆芯慢速区修正
东【摘 要】在压水堆核电厂换料大修前必须对装卸料机大车、小车在装卸料期间的安全边界进行验证，尤其是在堆芯区域。原始的边界区域信息是按照电厂提供的建造图纸提供的数据得来的，与实际的数据会有差别，需要根据现场实际测量的数据进行修正。在电厂的实际工作中，已经采用了基于坐标平移法对堆芯边界进行修正的方式，此方法能够降低装卸料机在堆芯磕碰导向柱的风险。基于坐标平移法对压水堆机组堆芯边界进行修正是一种有效方式。【关键词】坐标平移;压水堆;堆芯慢速区;修正中图分类号：
科技视界 2019年3期2019-04-20
- 浅谈几种压水堆反应堆压力容器结构
和工作过程中，压水堆反应堆压力容器在核反应以及发电过程中发挥着非常重要的作用。对几种压水堆反应堆压力容器的结构进行讨论，可以更加清楚地了解压水堆反应堆压力容器的发展和改进。本文主要针对目前我国压水堆反应堆压力容器结构的大概介绍、几种压水堆反应堆压力容器结构的比较和分析两个方面的问题进行了详细的探讨和分析。关键词：压水堆；反应堆；压力容器；分析和比较随着经济的发展和科技的进步，压水堆核电厂在进行正常运行和工作的过程中，在确保核反应和发电工作安全的前提下，还要
科技信息·中旬刊 2018年4期2018-10-21
- 在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施
至关重要。结合压水堆核电厂在线钠表在调试、运行期间出现的常见故障进行案例分析，提出以后钠表维护期间应注意的重点，为提高电厂在线钠表测量准确性和化学监督水平提供了有效的技术手段。关键词：压水堆；在线钠表；常见故障DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.09.0911 在线钠表的重要性NaOH作为一种强电离的碱，能够提高pH值，同时还会发生局部浓缩，在高温和热通量的功率运行时，钠离子的不正常浓缩会产生严重的后果，如燃料包壳的均匀腐
山东工业技术 2018年9期2018-05-26
- 压水堆核电厂福岛事故移动电源改进项分析
倩摘 要：介绍压水堆核电厂福岛事故后移动电源改进项的实施背景，两种不同电压等级移动电源的设备配置及其带载负荷，分析其在核电厂事故工况下的应急功能实现。关键词：压水堆；福岛改进项；移动电源DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.09.1541 福岛改进项移动电源改进项实施背景借鉴于日本福岛核电站的事故所给我们的启示，为了保证发生压水堆核电厂全厂断电事故情况下长期排出堆芯和乏燃料水池的剩余热量，以及保证第二道密封屏障的完整性，应考
山东工业技术 2018年9期2018-05-26
- 压水堆核电厂启停过程中堆外核测仪表应用分析
倩摘 要：依据压水堆核电厂堆外核测仪表的测量原理，分析各级仪表在反应堆启停过程中的变化趋势，给出仪表在反应堆临界、提升功率中的应用方案。关键词：压水堆；核测仪表；反应性DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.08.0891 压水堆核电厂堆外核测仪表堆外核测仪表系统（RPN）的功能是连续监测反应堆功率、功率水平和功率分布的变化。为此目的，RPN使用了设置在反应堆压力容器外的一系列测量中子注量率的探测器。测量的模拟信号向反应堆操纵
山东工业技术 2018年8期2018-04-26
- 压水堆核电厂GSS系统再热汽温影响因素分析及运行方式的选择
朱剑波摘 要：压水堆核電厂二回路蒸汽为饱和蒸汽，汽水分离再热器系统（GSS）再热汽的温变化及系统的运行方式对压水堆核电厂的影响较大，直接关系到核电厂的经济性。文章结合质量和能量平衡关系，构建传热简化模型，对再热汽温的影响因素作定性分析，对GSS系统的运行方式作简要介绍，旨在为压水堆核电厂的稳定和经济运行提供参考，推动行业发展。关键词：GSS；压水堆；核电厂；再热气温；影响因素中图分类号：TM621.2 文献标志码：A 文章编号：2095-2945（2018
科技创新与应用 2018年10期2018-04-21
- 压水堆核电厂一回路水化学控制
现，为此本文就压水堆核电厂一回路水化学控制展开了具体研究，希望这一研究能够为我国核电事业的更好发展带来一定启发。关键词 一回路核电站水化学在我国当下核电事业的发展中，压水堆核电厂是我国最主要的核电厂堆型，而对于压水堆核电厂来说，一回路水化学在其中发挥着尤为重要的作用，工作人员所受的辐射剂量降低、放射性屏障运行寿命的提升都属于这一作用的最好体现，而这些就使得压水堆核电厂的经济性和安全性将实现较好改善，为了保证一回路水化学效用的较好发挥，正是本文就压水堆核电厂
现代企业文化·理论版 2017年14期2017-10-18
- 压水堆核电厂一回路充排水过程中液位计变化分析
静思摘 要：从压水堆核电厂一回路液位计的测量原理入手，深入分析了各液位计在一回路充排水过程中的变化原因，给出了一回路液位计指示偏差的解決办法。关键词：压水堆；一回路液位计；稳压器水位DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2017.17.0201 一回路液位计一回路排水过程的水位监视手段包括RCP 012 MN、RCP 098 MN、RCP 091 MN、RCP 300MN，各个仪表的测量对象和范围各不相同。RCP012MN 测量的是稳
山东工业技术 2017年17期2017-09-13
- 一种压水堆燃料传输倾翻机竖直故障的排查和处理方法
要】论文介绍了压水堆燃料组件传输系统倾翻机竖直故障的原因及其处理办法，简单阐述了其工作原理，分析了其改进方法，为类似故障的处理提供参考。【Abstract】This paper introduces the causes and the treatment methods of tilting machine vertical fault of PWR fuel assembly transmission system， introduces its wo
中小企业管理与科技·中旬刊 2017年8期2017-09-07
- 一种压水堆燃料组件上管座堆内位置测量方法
摘 要】介绍了压水堆燃料组件上管座堆内位置测量的目的，阐述了堆内位置测量系统的方法和原理，分析了其测量精度和改进方法，为设备研发和改进提供参考。【Abstract】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
中小企业管理与科技·下旬刊 2017年7期2017-08-24
- 压水堆燃料破损概述
措施。关键词：压水堆 燃料破损 晶粒边界分离一、前言在世界范围内，压水堆燃料一直运行良好。然而，各国正在运行的核电站仍有燃料破损发生。燃料性能的提升和改进基于对燃料的堆内行为和破损机制有更深的理解。燃料破损直接影响核电站的安全，燃料可靠性也会影响核电站的经济性。尤其对我国自主研发的商用压水堆核燃料来说，燃料破损率关系着我国自主核电品牌的形象，是自主品牌核电走出去的关键。二、燃料破损对经济性的影响1.供电损失。有时为了卸除破损燃料，严重的燃料破损需要在中间循
消费导刊 2016年7期2017-08-12
- 压水堆控制棒导向筒内流致振动研究
意义。关键词：压水堆 控制棒 流致振动 数值模拟中图分类号：TL341 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）03（c）-0027-031 引言1.1 该研究的意义流致振动问题的存在最早是由于设计的不足，因为在核电站的最初设计时并没有将流致振动问题考虑在内，直到后来一些较大事故的发生才使得流致振动问题受到广泛的关注。其中比较著名的有：日本东海村、瑞典林哈尔斯-3核电站等的蒸汽发生器管束振动；美国的扬基罗等吊篮组件的热屏蔽结构、堆芯围板、反
科技创新导报 2017年9期2017-08-02
- LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究
键词】LBB；压水堆；泄漏监测；三代核电厂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
科技视界 2017年6期2017-07-01
- 压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究
】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。【关键词】非能动余排；余热；压水堆；对比Compare of Passive Residual Heat Removal System for Pressurized Water Reac
科技视界 2017年6期2017-07-01
- 第三代核电站与二代核电站的化学与容积控制系统的对比
文介绍了第三代压水堆型化学与容积控制系统（CVS）和二代压水堆电站化学与容积控制系统（RCV）的设计特点及系统流程；分析了化学与容积控制系统在这两种堆型中的主要差异。通过对这两种堆型中化学与容积控制系统的差异性比较，从理论上验证了第三代堆型化学与容积控制系统的简化性和优越性，系统设计简化、系统设计级别降低及设备级别降低，不仅降低造价，而且有助于实现相关国产化自主化目标。关键词：化学与容积控制系统 压水堆 设计特点 对比中图分类号：TM62 文献标识码：A
科技资讯 2016年33期2017-03-31
- 典型压水堆停堆后衰变热分布变化规律研究
213）典型压水堆停堆后衰变热分布变化规律研究廖玮张敏杰田宇（中国核动力研究设计院，四川成都610213）摘要：现有核电厂反应堆堆芯功率较大，其停堆后衰变释放的热量相当可观。本文利用压水堆燃料管理程序对国内某900MW核电站堆芯进行了详细的跟踪计算，获得了整个寿期内具有工程参考价值的堆内组件功率分布和累积的燃耗分布。利用ORIGEN-2程序对堆芯不同运行阶段停堆后的衰变热进行计算，分析了停堆后较短时间内衰变热的变化规律，得到了堆芯内各个组件衰变热大小的分
河南科技 2016年1期2016-07-25
- 堆芯稀释后一回路与稳压器浓度差分析
的CNP600压水堆一回路进行重新分析，利用数学公式对一回路的稀释搅浑过程进行建模，通过计算机语言编程为所建数学模型提供计算支持，将得到数据与实测数据进行对比以及误差分析，实现在堆芯物理启动临界时精确预测堆芯稀释时间与堆芯硼浓度差的关系，在满足运行技术规范的前提下，达到提高堆芯物理启动临界的安全性并缩短试验时间的目的。【关键词】压水堆；稀释；数学建模；编程运算0 引言在压水堆运行过程中，反应性控制主要利用控制棒和冷却剂中的硼酸，其中硼酸调节较控制棒调节不确
科技视界 2016年15期2016-06-30
- 基于GB151方法验算立式蒸汽发生器管板厚度
坤【摘 要】在压水堆核电厂立式蒸汽发生器设计中，强度计算是确定各部分基本尺寸的重要依据。其中，管板作为一二次侧的压力边界，同时本身有数量众多的开孔，厚度取值尤为重要。本文在压水堆核电厂蒸汽发生器设计中常用的管板计算方法基础上，采用国家标准GB151《管壳式换热器》进行验算。结果表明，国家标准GB151的验算精度良好，可以作为管板强度计算常用方法的有效补充。【关键词】压水堆；立式蒸汽发生器；管板；厚度验算0 概况压水堆核电厂常用的立式蒸汽发生器是反应堆冷却剂
科技视界 2016年11期2016-05-23
- 三种核电机组乏燃料水池冷却系统的比较与分析
燃料水池冷却；压水堆；M310；VVER；AP1000DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.09.1401 引言2011年3月11日，日本“福岛事故”导致大量放射性物质释放，引起了人们对严重事故下乏燃料组件安全问题的高度关注[1]。本文对国内三种典型的核电机组（M310、VVER和AP1000）乏燃料水池（以下简称乏池）的冷却系统做了详细介绍，对不同堆型该系统的设计特点进行了分析和比较，并提出了改进建议。2 M310、VVE
山东工业技术 2016年9期2016-05-06
- 全球核电装机容量2015年小幅上升
020 MWe压水堆）1月12日实现首次并网发电；·韩国新月城2号机组（960 MWe压水堆）2月26日实现首次并网发电；·中国阳江2号（1020 MWe压水堆）3 月10日实现首次并网发电；·中国宁德3号机组（1018 MWe压水堆）3月21日实现首次并网发电；·中国红沿河3号机组（1060 MWe压水堆）3月23日实现首次并网发电；·中国福清2号机组（1020 MWe压水堆）8月6日实现首次并网发电；图1 2007—2015年首次并网发电的核电机组数量
国外核新闻 2016年1期2016-03-28
- 日本伊方1号机组关闭
66 MWe的压水堆，1977年投入商业运行。该机组是日本电力公司近两年宣布关闭的第六台核电机组。另外五台机组均在2015年4月正式宣布关闭。它们是关西电力公司(Kansai)美滨1号(340 MWe压水堆)和2号机组(500 MWe压水堆)、九州电力公司(Kyushu)玄海1号机组(559 MWe压水堆)、日本原子能电力公司(JAPC)敦贺1号机组(357 MWe沸水堆)以及中国电力公司(Chugoku)岛根1号机组(460 MWe沸水堆)。相关电力公司
国外核新闻 2016年6期2016-03-17
- 压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究
102413）压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究刁均辉，季松涛，韩智杰 （中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）摘要：以秦山二期压水堆为参考堆型，对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能，综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。
原子能科学技术 2015年8期2015-12-15
- 核电水位控制系统介绍
田秘摘 要：压水堆核电厂由一、二次回路构成，蒸汽发生器在其中起到枢纽的作用。蒸汽发生器的水位控制在核电站的安全运行中占有重要的地位。稳压器水位控制系统是核电站另一个重要的控制系统，与核电站的安全、稳定、可靠运行有直接关系。关键词：压水堆；核电厂；核能DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2015.24.1431 核岛组成和运行原理核电厂是利用核能生产电能的电厂。压水堆核电厂是由一回路（包括压水反应堆系统和反应堆冷却剂系统）、二回路（包
山东工业技术 2015年24期2015-12-10