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我国建立大型压水堆核电厂动态模型

本报讯(记者 王海蕴) 武汉大学电气工程学院深入研究大型压水堆核电厂与电力系统的运行特点后,建立了大型压水堆核电厂的动态模型。该模型既可研究核电厂对电力系统的影响,也可分析核电厂内部的动态特性。这一创新成果在理论仿真和实验中均取得较好效果,对提升我国核电建设与运行水平及实施智能电网的发展战略具有重要的理论意义和实用价值。$$    核电厂对核安全性要求高,当前国内外已有用于培训核电厂工作人员的仿真器,建立了相关的核...  (本文共1页) 阅读全文>>

《中国核电》2016年04期
中国核电

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

目前我国在建的核电机组,无论是AP1000、M310还是600 MW核电厂,均为压水型反应堆。堆内构件是压水型反应堆内部重要的支承、定位和导向结构,是核岛关键的主设备之一。设计温度为343.3。(:,安全等级为LS级,抗震类别为I类。堆内构件长期在高温、高压和高辐照的环境条件下运行,并承受冷却剂的高速冲刷,环境条件十分苛刻。在设计寿期内,堆内构件应具有良好的性能,以确保反应堆结构的完整性、安全性和反应堆运行的经济性。为了保证核电站反应堆能安全可靠地运行,堆内构件结构材料的选择显得尤为重要。本文结合国内外核电厂反应堆堆内构件常用的主体结构材料,给出了压水堆核电厂反应堆堆内构件推荐的材料选择。1 压水堆核电厂堆内构件材料的选择堆内构件用材料选择应遵循以下原则:较好的高温强度、塑韧性、抗冲击和耐疲劳性能;中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性小;抗辐照、耐腐蚀、与冷却剤相容性好;热膨胀系数小;较好的焊接与机加工性能,成本尽可能低。此...  (本文共8页) 阅读全文>>

《吉林电力》2017年03期
吉林电力

第三代先进压水堆核电厂通信系统分析

随着科学技术的发展,核电厂将成为能源工业的重要组成部分,当前国内现役核电厂中,通信系统的设计以有线通信作为主要通信手段,系统间相互独立,无法实现数据共享,维护使用效率低。第三代先进压水堆核电厂通信系统采用分层架构,保证了系统良好的灵活性和可扩展性。根据现役核电厂运行经验的反馈,无线通信系统的便捷性和实时性是有线系统无法比拟的。以下对第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构、主要通信系统的功能、设计特点等进行分析。1第三代先进压水堆核电厂通信系统总体结构及设计原则1.1总体结构第三代先进压水堆核电厂为单堆布置两环路机组,电功率1 250 MW,设计寿命60年[1],通信设计理念以无线通信为主,主要包括无线通信、自动电话系统、应急自动电话系统、呼叫通话系统、警报与广播系统、声力电话以及时钟系统。总体结构见图1。图1总体结构1.2设计原则a.可行性和适应性。保证系统在技术上的可行性、经济上的可能性。b.实用性和经济性。系统建设应始终贯...  (本文共3页) 阅读全文>>

《广东化工》2017年19期
广东化工

某压水堆核电厂氚、碳-14的排放及对外围辐射环境的影响分析

压水堆核电厂在带来巨大经济效益的同时,核电厂的运行仍然会排放极其微量的放射性物质。根据?某核电厂环境影响报告书(运行阶段)?,核电厂运行过程中可能通过两个途径对公众造成照射,即液态途径和气态途径,C-14为液态贡献较大核素之一,H-3和C-14为气态贡献较大核素之一,因此对核电外围的氚、碳-14水平进行长期的监测,对于评价辐射环境状况具有重大的意义。1 压水堆的简介某核电厂的核反应堆类型为压水堆。压水堆即采用普通的水(轻水)作为冷却剂兼作慢化剂,并把整个堆芯置于一个压力容器(压力壳)内,水在其中的间隙流过。这时压强约150 atm,水温达到300℃而不沸腾,压水堆由此而得名。压水堆核电厂简要流程图如图1所示,它的最大特点是分设为两个回路,即核反应堆所在的位置核岛的一回路和核电厂汽轮机所在的位置常规岛的二回路。两个回路的水不直接接触,而在蒸汽发生器内进行热交换,一回路的热量传导给二回路并产生蒸汽,蒸汽被引出去推动汽轮机发电。由于两...  (本文共3页) 阅读全文>>

《水泵技术》2011年04期
水泵技术

压水堆核电厂核级泵的热冲击试验研究

1引言核电是我国现在和未来能源发展的方向之一。沈鼓集团和中广核公司联合自主研发的百万千瓦压水堆核电厂核级泵,根据技术规格书的要求‘,试验介质为除盐水,试验项目包括性能试验、汽蚀试验、耐久试验、热冲击试验、杂质试验等,其中热冲击试验是考核压水堆核电厂核级泵的一个重要试验项目。此前我们对它的了解太少,可资参考的技术资料难寻,需要我们去摸索解决,这对我们是个难点。2.2热冲击试验的要求(l)安全壳喷淋泵、上充泵人口水温由7℃瞬时(毛10秒)内升高到120℃运行4小时;降至60℃,运行4小时,测试水泵性能。(2)余热排出泵人口水温由16℃瞬时(感ro秒)升高到190℃运行4小时;降至80℃,运行4小时,测试水泵性能。2.3试验系统图2热冲击试验方案研究从安全壳喷淋泵试验系统图(图l)可看出需要配置热源泵组、管路、阀门、制冷系统、加压系统、冷却、控制、记录等设备进行研究。需试验泵的性能参数3试验关键问题及解决方法安全壳喷淋泵流量:1050...  (本文共3页) 阅读全文>>

《水泵技术》2006年04期
水泵技术

压水堆核电厂核2级泵的模块化设计

1月U胃核电厂的安全性和可靠性是核电厂系统及设备设计中的首要问题。HAF 020武核电厂设计安全规定》对此规定了必须明确安全功能,按安全的重要性分级,并提出了总的要求:(l)必须提供安全停堆手段,使在运行状态中和事故工况期间及事故工况后的反应堆安全停堆,并使之保持在安全停堆状态。(2)必须提供排出余热的手段,使停堆后(包括事故停堆后)从堆芯排出余热。(3)必须提供减少放射性物质释放可能性的手段,并保证任何释放在运行状态期间低于规定限值,在事故工况期间低于可接受限值。按照基本的安全分级要求,还要有抗震分级、规范分级和质保分级。在核蒸汽供给系统(NSSs)中的安全注射系统(515)服务的泵属于安全2级、抗震1级、质保QA一1级,配套的电动机属于lE级。由于特殊的性能和运行工况的要求,515中的核2级泵不能像核3级泵那样,从现成的工业用泵产品中选型,再按核级设备要求进行质保升级。本文根据以往的工程实践,就515的核2级泵的技术特点和模...  (本文共7页) 阅读全文>>