壓水堆核電廠余熱排出系統(tǒng)設(shè)計中一些安全問題

能源行業(yè)核電標(biāo)準化技術(shù)委員會秘書處于2014年12月22日~24日在北京組織召開了核電標(biāo)準審查會,本次會議審查了由中國核動力研究設(shè)計院主編的《壓水堆核電廠安全降壓和排氣系統(tǒng)設(shè)計準則》、《壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保溫層設(shè)計制造規(guī)范》和中廣核工程有限公司主編的《核級金屬波紋管膨脹節(jié)設(shè)計制造規(guī)范》。來自環(huán)境保護部核與輻射安全中心、上海核工程研究設(shè)計院、中國核電工

應(yīng)用停泵水錘的基本理論,建立了壓水堆核電廠三回路水泵、泵出口閥、冷凝器和出水虹吸井等邊界條件的數(shù)學(xué)模型,并采用特征線法進行求解。結(jié)合工程實例計算說明,泵出口閥的關(guān)閉程序?qū)λN壓力的影響較大,水泵出口采用兩階段關(guān)閉液控蝶閥可以有效減小停泵水錘壓力,但其關(guān)閉程序應(yīng)在水錘數(shù)值模擬分析的基礎(chǔ)上優(yōu)化確定。

④ 勰一)第6卷第2期 l993年5月 核電工程與技術(shù) nuclearpowerengineering＆technology v01．6no2 mavl993 壓水堆核電廠安全二級泵的汽蝕余量 顧全生tlzf ． -i、3 (上海核i翟麗計院) 摘要 本文敘述壓水堆棱電廠安全二級泵．包括高壓安注泵余熱排出泵和安全殼噴 淋泵的汽蝕余量。為了避免上述各t_t-~時發(fā)生汽蝕、本文討論如何確定其安裝 標(biāo)高。 ：毫蘭苧，，壓 刖舌 根據(jù)美國核管會導(dǎo)則的要求．為確保核電廠應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼排熱系統(tǒng)的泵 (屬安全二級泵)，在各種事故工況下均應(yīng)能正常發(fā)揮其功能．這一方而要求泵的結(jié)構(gòu)設(shè)計 具有低的必需汽蝕余蠡．另一方面要求與使用條件有關(guān)的泵裝置具有足夠高的有效汽蝕余 量，從而避免泵發(fā)生汽蝕． 反應(yīng)堆失水事故時，為

壓水堆核電廠運行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠運行p-t圖的分析 學(xué)號：201220040313 姓名：王濤 班級：1220403 專業(yè)：核工程與核技術(shù) 時間：2015年11月24日 壓水堆核電廠運行p-t圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (p-t曲線)所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運行時所應(yīng)遵守的核電廠運行p-t圖[2]。 二、限制線 把反應(yīng)堆標(biāo)準運行的溫度、壓力限制標(biāo)注在p—t圖上，則構(gòu)成了rcp標(biāo)準工況p—t圖。 對于核電廠從換料到功率運行的反應(yīng)堆標(biāo)準運行方式，溫度和壓力都

壓水堆核電廠運行 課程論文 ap1000核電廠二代壓水堆 安全設(shè)施和系統(tǒng)的比較 學(xué)生姓名： 班級：090 學(xué)號：090 二零一二年十一月 ap1000核電廠二代壓水堆安全設(shè)施和系統(tǒng)的比較 ap1000簡介 ap1000又稱為先進壓水堆，自美國三里島核電站和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站 事故發(fā)生以來，暴露了二代核電廠設(shè)計中的一些根本性的弱點和安全隱患。迫切 的需要一種安全又可靠的新型核電廠來取代二代核電廠。20世紀80年代中期開 始，美國epri與nrc的支持下，經(jīng)過多年努力，制定了一個能被供貨商、投 資方、業(yè)主、核安全局、用戶和公眾各方面都能被接受的，提高電廠安全性和改 善經(jīng)濟性的設(shè)計基礎(chǔ)，1990年，發(fā)表了適用于先進輕水堆核電廠設(shè)計的urd， 1994年歐共體制定了eur?，F(xiàn)在人們通常把符合urd和eur要求的核反應(yīng)堆 稱作先進堆核電廠。 非能動安全系統(tǒng) ap

壓水堆核電廠運行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠運行p-t圖的分析 學(xué)號：201220040313 姓名：王濤 班級：1220403 專業(yè)：核工程與核技術(shù) 時間：2015年11月24日 壓水堆核電廠運行p-t圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (p-t曲線)所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運行時所應(yīng)遵守的核電廠運行p-t圖[2]。 二、限制線 把反應(yīng)堆標(biāo)準運行的溫度、壓力限制標(biāo)注在p—t圖上，則構(gòu)成了rcp標(biāo)準工況p—t圖。 對于核電廠從換料到功率運行的反應(yīng)堆標(biāo)準運行方式，溫度和壓力都

新燃料升降機是核電廠燃料操作與貯存系統(tǒng)的重要設(shè)備之一。其主要功能是配合輔助吊車與人橋吊車將新燃料組件運送到乏燃料水池底部進行貯存,還可運送可燃毒物組件存放架和乏燃料組件至指定高度進行清潔去污、檢查及修復(fù)。新燃料升降機主要由起升機構(gòu)、軌道、燃料艙和上部構(gòu)件組成,其中起升機構(gòu)作為驅(qū)動和承載部件對整機的可靠性及安全性至關(guān)重要。文章以"華龍一號"新燃料升降機為例,對其起升機構(gòu)進行了優(yōu)化設(shè)計,滿足了單一故障保護要求,提高了燃料操作的安全性,對核電廠起重設(shè)備的設(shè)計具有一定的參考意義。

概述了壓水堆核電廠典型的結(jié)構(gòu)材料種類與腐蝕類型，并以此為基礎(chǔ)介紹了常見的腐蝕防護設(shè)計手段及腐蝕老化管理的理念和方法，對明確壓水堆核電廠設(shè)備／部件、材料、環(huán)境、腐蝕、防護、老化管理間的相互關(guān)系具有參考價值，為確保機組的安全與經(jīng)濟運行提供重要保障。

百萬千瓦級壓水堆核電廠核島土建設(shè)計的廠址適應(yīng)性分析

根據(jù)大型核電廠的技術(shù)特點,對汽動給水泵、定速電動給水泵和帶液偶變速電動給水泵進行綜合技術(shù)經(jīng)濟分析,給出了4×33.3%帶液偶變速電動給水泵作為大型核電機組的主給水系統(tǒng)推薦方案。

根據(jù)國家能源局對能源行業(yè)核電標(biāo)準體系建設(shè)的安排,2013年10月14日,能源行業(yè)核電標(biāo)準化技術(shù)委員會秘書處在北京組織召開了"壓水堆核電廠標(biāo)準體系(金屬材料)修訂討論會"。來自中國核電工程有限公司、上海核工程研究設(shè)計院、中廣核工程有限公司、中國核動力研究設(shè)計院、哈電集團(秦皇島)重型裝備有限公司、鋼鐵研究總院、中國第一重型機械集團公司、蘇州熱工研究院有限公司8家單位的標(biāo)技委委員和專家參會。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠冷卻劑主循環(huán)泵(簡稱主泵)從無密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發(fā)展經(jīng)歷,從核安全要求達成的技術(shù)共識,以及世界知名泵廠商在自主化技術(shù)背景下各自形成的主泵的技術(shù)風(fēng)格與流派。介紹了主泵技術(shù)的改進與創(chuàng)新,以及采用非能動安全系統(tǒng)、優(yōu)化及簡化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關(guān)問題。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠冷卻劑主循環(huán)泵(簡稱主泵)從無密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發(fā)展經(jīng)歷,從核安全要求達成的技術(shù)共識,以及世界知名泵廠商在自主化技術(shù)背景下各自形成的主泵的技術(shù)風(fēng)格與流派。介紹了主泵技術(shù)的改進與創(chuàng)新,以及采用非能動安全系統(tǒng)、優(yōu)化及簡化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關(guān)問題。(由于篇幅關(guān)系,本文分兩期刊出)

兩級復(fù)疊制冷系統(tǒng)設(shè)計中一些問題的探討——對兩級復(fù)疊制冷系統(tǒng)低溫級設(shè)計中諸如制冷劑和潤滑油的選擇、潤滑油分離、低溫換熱器和載冷劑的性能等問題進行討論，同時結(jié)合試驗結(jié)果，指出r23替代r13時一些問題的處理方法。

我國豐富的煤炭資源稟賦決定了我國將在較長時期內(nèi)保持以煤電為主的能源結(jié)構(gòu)，但化石能源特別是煤炭的大規(guī)模開發(fā)利用，對生態(tài)環(huán)境造成嚴重影響。對于新能源和可再生能源我國大力發(fā)展，根據(jù)《電力發(fā)展“十三五”規(guī)劃》顯示，到2020年我國非化石能源消費占一次能源消費比重將達到15％左右，單位國內(nèi)生產(chǎn)總值二氧化碳排放比2005年下降40％-45％。

根據(jù)1000mw壓水堆核電廠的特點,對常規(guī)島主給水泵設(shè)計輸入進行了分析,指出應(yīng)選擇一回路最佳估算流量下的接口參數(shù)為設(shè)計輸入,給水泵的流量裕量取值為計算流量的5%、阻力裕量取值為計算阻力的10%能夠滿足電廠最大連續(xù)出力運行要求,并具有良好的經(jīng)濟性。

安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專設(shè)安全設(shè)施,作用是在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故(loca)時,保持堆芯被水淹沒,防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時,快速注入濃硼溶液,從而使反應(yīng)堆快速安全停堆,并防止反應(yīng)堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調(diào)試主要通過流量驗證的方式,來保證系統(tǒng)運行參數(shù)能夠滿足設(shè)計要求。

本文主要介紹了海嘯的成因、危害以及在我國沿海發(fā)生的可能性等,并闡明了核安全法規(guī)和導(dǎo)則對濱海核電廠防洪評價中海嘯影響的基本要求。本文還結(jié)合目前核電廠的多個工程實例,對海嘯影響分析提出了一些建議。

第三代非能動壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設(shè)置了噴淋系統(tǒng),在超設(shè)計基準事故或恐怖襲擊導(dǎo)致乏燃料池水排空時,為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設(shè)計中的兩個重要指標(biāo)是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設(shè)計者應(yīng)基于噴嘴性能試驗結(jié)果,根據(jù)乏燃料池結(jié)構(gòu)尺寸和乏燃料特性,確定噴淋流量、噴嘴數(shù)量和布置方式等參數(shù),完成系統(tǒng)設(shè)計,提供足夠冷卻流量。

iaea 國際原子能機構(gòu) 安全標(biāo)準 叢書 安全導(dǎo)則 no.ns-g-2.1 核電廠運行中的火災(zāi)安全 國際原子能機構(gòu)安全相關(guān)出版物 國際原子能機構(gòu)（原子能機構(gòu)）安全標(biāo)準 根據(jù)原子能機構(gòu)《規(guī)約》第三條的規(guī)定，原子能機構(gòu)受權(quán)制定或采取旨在保護 健康及盡量減少對生命與財產(chǎn)的危險的安全標(biāo)準，并規(guī)定適用這些標(biāo)準。 原子能機構(gòu)借以制定標(biāo)準的出版物以國際原子能機構(gòu)安全標(biāo)準叢書的形式印 發(fā)。該叢書涵蓋核安全、輻射安全、運輸安全和廢物安全以及一般安全（即涉及上 述所有安全領(lǐng)域）。該叢書出版物的分類是安全基本法則、安全要求和安全導(dǎo)則。 安全標(biāo)準按照其涵蓋范圍編碼：核安全（ns）、輻射安全（rs）、運輸安全 （ts）、廢物安全（ws）和一般安全（gs）。 有關(guān)原子能機構(gòu)安全標(biāo)準計劃的信息可訪問以下原子能機構(gòu)因特網(wǎng)網(wǎng)址： http://www-ns.iaea.org/standards/ 該網(wǎng)

本文結(jié)合工程設(shè)計經(jīng)驗,對核電廠bop的用電負荷進行了分析,整理歸納了低壓配電系統(tǒng)的供配電方式;并介紹了低壓配電系統(tǒng)的主要設(shè)備特性,以及控制、保護和運行方式。

為有效減小地震災(zāi)害對核電廠安全殼的影響,基于安全殼的動力特性,從隔震技術(shù)原理出發(fā),分析安全殼采用隔震技術(shù)的可行性。以某核電廠為對象,對比分析了隔震技術(shù)對安全殼的減震效果,并應(yīng)用優(yōu)化技術(shù)進行了隔震設(shè)計。結(jié)果表明,采用隔震技術(shù)可顯著提高安全殼的抗震性能。