主要管道材料為WB36CN1(由WB36S1衍生并增加了控鉻要求的國產(chǎn)化管道材料,CN1指中國核電管道國產(chǎn)化第一號;WB36S1是按德國技術(shù)監(jiān)督局的規(guī)范2001年版本459/2生產(chǎn)的一種專門用于核電廠的主給水或主蒸汽管道用材料)。2100433B
主要包括以下系統(tǒng):
① 主蒸汽管道系統(tǒng)(VVP),將蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生的主蒸汽送往常規(guī)島各系統(tǒng)。涉及常規(guī)島部分的與主蒸汽系統(tǒng)相關(guān)的管道。
②高壓給水加熱器系統(tǒng)(AHP),汽機回?zé)嵯到y(tǒng)的一部分,通過抽汽來加熱給水、收集來自汽水分離再熱器的疏水和收集汽側(cè)不可凝結(jié)氣體并逐級排放至除氧器。
③給水流量控制系統(tǒng)(ARE),向蒸汽發(fā)生器供應(yīng)給水,使蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的水位保持在一個基準(zhǔn)值。
④電動給水泵系統(tǒng)(APA),是在各種運行工況,通過高壓給水系統(tǒng),從除氧器連續(xù)地向蒸汽發(fā)生器供應(yīng)給水系統(tǒng)。
⑤ 啟動給水泵系統(tǒng)(APD),是僅在機組啟動和反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)加熱、熱停堆或使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷卻至堆芯余熱排出系統(tǒng)可以投入運行的程度時投運的系統(tǒng)。
現(xiàn)在還沒有確定是不是建設(shè),如果建設(shè)就在陜南建設(shè)了陜南部分地區(qū)基本具備建站條件 記者從有關(guān)部門了解到,修建一所核電站最難的部分就是選址。而符合核電站建設(shè)條件的地區(qū)至少應(yīng)具備以下幾個條件: 一、地質(zhì)要求:...
利用中子轟擊u235原子核,致使其發(fā)生裂變,產(chǎn)生巨大能量,再加熱水,產(chǎn)生水蒸氣,利用水蒸氣推動汽輪機,帶動發(fā)電機,最終產(chǎn)生電能。
原子由原子核與核外電子組成。原子核由質(zhì)子與中子組成。當(dāng)鈾235的原子核受到外來中子轟擊時,一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質(zhì)量較小的原子核,同時放出2—3個中子。這裂變產(chǎn)生的中子又去轟擊另外的鈾23...
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以百萬千瓦級核電站冷卻劑主管道90°彎頭鑄件的監(jiān)造實踐為例,針對大件鑄造的特點,分析在監(jiān)造過程中應(yīng)注意的問題,以及如何通過對鑄造彎頭進行事前及過程的質(zhì)量控制。獲得了滿足設(shè)計要求的合格產(chǎn)品。
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用電弧爐和AOD雙聯(lián)冶煉核電站主管道Z3CN2009M,并根據(jù)Shaefler圖計算結(jié)果調(diào)整Z3CN2009M的鐵素體含量。在離心鑄管工藝中,用加大型筒壁厚、減小檔板內(nèi)孔直徑、選大的重力加速度g值、增加內(nèi)孔加工余量等措施鑄造出主管道樣件。測試結(jié)果表明,主管道樣件各項性能指標(biāo)均滿足RCCM的要求。
第二代核電站技術(shù)比較
20世紀(jì)70年代以來,建設(shè)的商用核電站稱為第二代。90年代為解決公眾關(guān)注 的核安全和核廢料問題,在第二代基礎(chǔ)上研發(fā)的先進輕水堆核電站稱為第三代,實際上是第二代技術(shù)沿著提高安全性和經(jīng)濟性的方向不斷改進的結(jié)果。第三代技術(shù)相當(dāng)于在第二代技術(shù)基礎(chǔ)上,對嚴重事故預(yù)防和安全系統(tǒng)的改進提高,安全可靠性從設(shè)計上得到進一步提高,經(jīng)濟性則依賴設(shè)計、制造、施工安裝和運行管理水平的提高。就主要核電站設(shè)備而言,大部分技術(shù)是通用的,單臺設(shè)備容量向大型化發(fā)展,同時建設(shè)工期縮短為4~5年。
目前,第三代核電技術(shù)的代表為美國西屋公司AP1000技術(shù)和法國法瑪通公司EPR技術(shù)。其中,美國機型向簡化和非能動化發(fā)展,百萬千瓦級核電站(120萬千瓦)的核島由3回路減為2回路,循環(huán)系統(tǒng)大量采用依靠自然循環(huán)的非能動設(shè)計,并使用屏蔽式循環(huán)水泵;法國機型核島由3回路增加至4回路,常規(guī)島主設(shè)備向大型化發(fā)展,單臺設(shè)備容量加大。
目前,第二代核電站運行業(yè)績良好,尚有改進潛力和發(fā)展空間,在一定時期內(nèi)仍是核電技術(shù)的主流;第三代核電的設(shè)計目標(biāo)要求比第二代具有更好的安全性和經(jīng)濟性,尤其是非能動安全系統(tǒng)和嚴重事故應(yīng)對措施, 可減少故障演變成事故的風(fēng)險,從而使堆芯熔化和大量放射性釋放的概率進一步降低。第三代的壓水堆核電機組目前尚未取得實際運行經(jīng)驗,沒有成熟的商用機型,達到批量規(guī)模建設(shè)的階段還需要有個過程。發(fā)達國家都準(zhǔn)備采取先建設(shè)首堆工程的審慎做法以減少風(fēng)險。2005年9月,世界首臺第三代核電機組(EPR)在芬蘭開工建設(shè);法國預(yù)計在2009年建設(shè)首臺第三代機組并取得運行經(jīng)驗,2015年以后再決定是否開工后續(xù)機組;美國將對采用第三代(AP1000)建設(shè)的第一、二臺機組,由政府提供5億美元的資金補貼,與投資商共同承擔(dān)首堆風(fēng)險。由于第三代壓水堆核電站剛開始建設(shè),在經(jīng)濟性方面尚難以顯現(xiàn)競爭優(yōu)勢,但可以預(yù)計,隨著第三代核電站的批量建設(shè),經(jīng)濟性的優(yōu)勢將得到逐步體現(xiàn)。 ?
第二代核電站概述
第二代核電站從70年代至今,有多種堆型而且運行業(yè)績良好,還在增效延壽并批量建設(shè),目前仍有23臺機組在建。2005年,全球第二代核電站(堆)共有443臺套,積累了超過1.2萬多堆年的安全運行經(jīng)驗。核電裝機占發(fā)電總裝機的16%,核電占總發(fā)電量的20%左右。
從堆型上看,壓水堆占核電的56%,沸水堆占21%,重水堆占7%,其他堆型占16%。近年來的第二代機組增效延壽研究表明,美國第二代機組核電可利用率可以從70%左右提高到90%,壽命由40年延長至60年,相當(dāng)于新建25臺百萬千瓦機組。預(yù)計未來30年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。
第二代核電技術(shù)被廣泛應(yīng)用于上世紀(jì)七十年代至今仍在運行的大部分商業(yè)核電站,它們大部分已實現(xiàn)標(biāo)準(zhǔn)化、系列化和批量建設(shè),主要種類有壓水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(CANDU)和蘇聯(lián)設(shè)計的壓水堆(VVER)和石墨水冷堆(RBMK)等。
第二代核電站技術(shù)證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站和美國三哩島核電站嚴重事故的發(fā)生,引起了公眾對核電安全性的質(zhì)疑,同時也讓人們意識到第二代核電技術(shù)的不完善性,許多國家的核電發(fā)展也都因此一度停滯。
第二代核電站是目前世界正在運行的439座核電站(2007年9月統(tǒng)計數(shù))主力機組,總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組,總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后,各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進,在安全性和經(jīng)濟性都有了不同程度的提高。
根據(jù)國際核電發(fā)展趨勢,第一代核電站建設(shè)于20世紀(jì)50~60年代,采用原堆型;第二代核電站從70年代至今,有多種堆型而且運行業(yè)績良好,還在增效延壽并批量建設(shè),目前仍有23臺機組在建;第三代核電站研發(fā)始于90年代,安全和經(jīng)濟性能提高,市場前景樂觀,2005年首堆工程開始建設(shè),但尚未形成批量;第四代核電站興起于90年代后期,尚在研究開發(fā)階段,主要特點是更加安全、經(jīng)濟,資源利用率提高,廢棄物量減少,具有防止核擴散等性能,特別是核燃料利用率大大提高,預(yù)計2035年將出現(xiàn)商用堆。?