德累斯頓沸騰水反應(yīng)堆電站運(yùn)轉(zhuǎn)

核電廠反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的重要組成部分,是封閉放射性物質(zhì)的主要屏障之一,其內(nèi)部安裝反應(yīng)堆堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件以及為控制安全運(yùn)行所需的測(cè)量元件或組件。由于設(shè)計(jì)要求嚴(yán)格,對(duì)核電廠建設(shè)進(jìn)度與安全運(yùn)行具有重要影響,有必要結(jié)合實(shí)際制造經(jīng)驗(yàn),分析和總結(jié)rpv關(guān)鍵工藝環(huán)節(jié),研究改進(jìn)方案,提升產(chǎn)品質(zhì)量與制造效率。介紹了ap1000,m310等核電機(jī)組rpv大面積不銹鋼堆焊、徑向支承塊焊接、j形坡口焊接、ω焊縫密封焊、接管-筒體對(duì)接焊等關(guān)鍵工序的制造經(jīng)驗(yàn),分析了工藝難點(diǎn),提出了改進(jìn)方案。

壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料概述 李承亮,張明乾 (深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反應(yīng)堆壓力容器是核電站重要部件之一,綜述了反應(yīng)堆壓力容器材料的發(fā)展歷程、性能要求、在役輻照 脆化、制造現(xiàn)狀等,指出a5082ⅲ鋼具有優(yōu)良的焊接性、較高的淬透性和抗中子輻照脆化性,并具有良好的低溫沖擊韌 性和較低的無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度等優(yōu)點(diǎn)。分析了該鋼的化學(xué)成分、制造工藝與性能之間的關(guān)系,對(duì)反應(yīng)堆壓力容器材料 國(guó)產(chǎn)化的實(shí)現(xiàn)與未來(lái)發(fā)展方向的指引有一定的參考作用。 關(guān)鍵詞　　壓水堆核電站　反應(yīng)堆壓力容器　材料　輻照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

重水堆和快中子增殖反應(yīng)堆核電站ppt課件

反應(yīng)堆壓力容器是核電站核心部件,文章根據(jù)cpr1000核電機(jī)組役前/在役檢查工作經(jīng)驗(yàn),介紹反應(yīng)堆壓力容器射線檢驗(yàn)技術(shù),為以后核電站役前/在役檢查提供技術(shù)依據(jù)。

epr堆型采用的三代核電技術(shù)在我國(guó)是首次引進(jìn),其單機(jī)容量為175萬(wàn)千瓦,為目前世界上單機(jī)容量最大的核電機(jī)組.臺(tái)山核電站反應(yīng)堆廠房是核島工程最為重要的廠房,其主體結(jié)構(gòu)由預(yù)應(yīng)力廊道、筏基、鋼襯里筒體、內(nèi)外安全殼筒體、廠房?jī)?nèi)部主體結(jié)構(gòu)等部分組成,結(jié)構(gòu)復(fù)雜且各部分之間的關(guān)聯(lián)性也非常大,因此對(duì)各施工階段分析的重要性也是不言而喻的.文章分別從三個(gè)不同的施工階段來(lái)分析了各階段的主要施工內(nèi)容以及需關(guān)注的重點(diǎn).希望能夠?yàn)楹罄m(xù)相似核電堆型在建造過(guò)程中提供有益的參考.

工程技術(shù)engineering&technology 252軍民兩用技術(shù)與產(chǎn)品2016·11（下） 核電站是一種大型的發(fā)電系統(tǒng)，利用可裂變或可融合的重金屬 原料的燃燒，在一定的條件下產(chǎn)生核分裂或核融合的反應(yīng)，從而釋 放出大量的電能。它大致可以分為三個(gè)部分：一是生產(chǎn)蒸汽的核島（又 稱反應(yīng)堆系統(tǒng)），它利用的是原子核裂變的一系列反應(yīng)產(chǎn)生蒸汽；二 是可以發(fā)電的蒸汽動(dòng)力系統(tǒng)，俗稱常規(guī)島，它的原理是利用核島產(chǎn) 生蒸汽進(jìn)行發(fā)電，從而產(chǎn)生電能；三是電廠配套設(shè)施，將常規(guī)島產(chǎn) 生的電能經(jīng)過(guò)冷卻劑處理轉(zhuǎn)化，最終由發(fā)電機(jī)進(jìn)行發(fā)電。目前，全 世界已經(jīng)有近五百座大型核電站，而核泄露的事件也時(shí)有發(fā)生，給 人民的健康安全和國(guó)家的經(jīng)濟(jì)財(cái)產(chǎn)都帶來(lái)了無(wú)可估量的損失。所以， 了解核反應(yīng)堆的種類，運(yùn)行原理及建設(shè)結(jié)構(gòu)，可以從根本上完善核 電站的安全系統(tǒng)，預(yù)防核泄露事件的發(fā)生 [1

針對(duì)田灣核電站反應(yīng)堆壓力容器材料構(gòu)件的應(yīng)力強(qiáng)度因子參數(shù),分別采用了俄羅斯制定的пнаэг-7-002-86方法和筆者提出的計(jì)算方法進(jìn)行了計(jì)算分析與比較論證.獲得了如下結(jié)論:對(duì)于相同的試驗(yàn)工況,提出的應(yīng)力強(qiáng)度因子計(jì)算方法與俄羅斯пнаэг-7-002-86計(jì)算方法相當(dāng),比其數(shù)值略大.這是由于考慮了裂紋尖端的塑性變形特性,從影響裂紋尖端物理場(chǎng)的角度提出了應(yīng)力強(qiáng)度因子的計(jì)算方法,從而導(dǎo)致此計(jì)算方法更為保守安全.

分析嶺澳核電站二期反應(yīng)堆核測(cè)量各相關(guān)系統(tǒng)的主要特點(diǎn),闡述核儀表系統(tǒng)(rpn)、堆芯中子注量率測(cè)量系統(tǒng)(ric)、冷卻劑喪失事故(loca)監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(lss)與數(shù)字化儀表控制系統(tǒng)(dcs)的功能劃分和接口設(shè)計(jì)方案。嶺澳核電站二期設(shè)計(jì)方案針對(duì)rpn、ric、lss不同的功能需求和特點(diǎn),有效地利用數(shù)字化儀表控制平臺(tái)的優(yōu)勢(shì),靈活采用3種與dcs的功能分配和接口劃分方案,更好地實(shí)現(xiàn)了故障診斷和邏輯功能處理。

反應(yīng)堆主泵

秦山核電二期工程電功率為2×600mw,反應(yīng)堆為壓水堆,兩環(huán)路結(jié)構(gòu),a模式運(yùn)行;堆芯平均線功率密度為161w/cm;換料方式采用年換料四分之一。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用對(duì)稱布置,以反應(yīng)堆容器為中心,兩條環(huán)路兩邊對(duì)稱;主冷卻劑系統(tǒng)額定流量為每條環(huán)路各24290m3/h。中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院(npic)承擔(dān)了反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及相關(guān)的控制、保護(hù)、儀控系統(tǒng)的設(shè)計(jì)與技術(shù)服務(wù)任務(wù),并承擔(dān)有關(guān)的設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作。工程實(shí)行院長(zhǎng)領(lǐng)導(dǎo)下的項(xiàng)目負(fù)責(zé)制,建立分工明確的組織管理機(jī)構(gòu)。以中國(guó)的核安全法規(guī)、工程合同和業(yè)主要求為基礎(chǔ),制定質(zhì)量保證大綱和設(shè)計(jì)文件清單。設(shè)計(jì)中主要采用法國(guó)rcc系列規(guī)范,系統(tǒng)中重要的設(shè)計(jì)結(jié)果都經(jīng)過(guò)了試驗(yàn)的驗(yàn)證。各種實(shí)測(cè)值與設(shè)計(jì)分析計(jì)算值的比較表明,秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)的理論計(jì)算值與實(shí)堆的實(shí)測(cè)值符合良好。試驗(yàn)結(jié)果表明設(shè)備性能完善,能夠滿足核電站正常和事故工況下的運(yùn)行要求。

介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)源項(xiàng)計(jì)算方法、程序和計(jì)算結(jié)果。該輻射源項(xiàng)用于確定核電站廠房、換料設(shè)備和設(shè)施屏蔽厚度及其輻射劑量場(chǎng)。

為確保核電廠的安全,在秦山核電二期工程的設(shè)計(jì)過(guò)程中,按照核安全法規(guī)haf0400及其相關(guān)導(dǎo)則規(guī)定的原則和要求,制訂并實(shí)施了設(shè)計(jì)質(zhì)量保證大綱。這一質(zhì)保大綱為設(shè)計(jì)規(guī)定了各種控制、驗(yàn)證措施,使所有影響設(shè)計(jì)質(zhì)量的活動(dòng)都在受控狀態(tài)下進(jìn)行并達(dá)到了期望的設(shè)計(jì)質(zhì)量。

秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的儀表和控制設(shè)計(jì)參考了大亞灣核電站的設(shè)計(jì),但作了冷卻劑系統(tǒng)三環(huán)路改二環(huán)路的適應(yīng)性修改。本文總結(jié)了秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)儀表和控制的設(shè)計(jì)、重要儀表控制設(shè)備的研制。具體介紹了反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)保護(hù)變量的選取、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)對(duì)堆芯的控制和監(jiān)測(cè)以及提高核電廠可利用率的設(shè)計(jì),并著重介紹了重要儀表控制設(shè)備的國(guó)產(chǎn)化研制過(guò)程。1號(hào)機(jī)組的成功運(yùn)行證明:設(shè)計(jì)和研制是非常成功的。

冷卻劑泵 一概述 冷卻劑泵的功能 反應(yīng)堆冷卻劑泵，簡(jiǎn)稱主泵，其主要功能是使一回路冷卻劑形成強(qiáng)迫循環(huán)，從而把反應(yīng)堆中產(chǎn) 生的熱量傳送至蒸汽發(fā)生器，以產(chǎn)生蒸汽，推動(dòng)汽輪機(jī)做功。它是壓水堆核電站的關(guān)鍵設(shè)備之 一，也是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中唯一的回轉(zhuǎn)機(jī)械設(shè)備。 冷卻劑泵的基本要求 a.能夠長(zhǎng)期在無(wú)人維護(hù)條件下安全可靠的工作 b.便于維修，輔助系統(tǒng)簡(jiǎn)單 c.主泵轉(zhuǎn)動(dòng)組件能提供足夠轉(zhuǎn)動(dòng)慣量，以便在全廠斷電情況下，利用主泵惰性提供足夠冷卻劑 流量，使反應(yīng)堆堆芯得到適當(dāng)?shù)睦鋮s d.過(guò)流零部件表面采用奧氏體不銹鋼，或者其它同等耐腐蝕材料 e.帶放射性的冷卻劑泄漏要盡量少 冷卻劑泵的分類 a.密封泵，也稱屏蔽泵或無(wú)填料泵，泵的葉輪和電機(jī)轉(zhuǎn)子連成一體，并裝在同一密封殼體內(nèi)， 消除了冷卻劑外漏的可能性，密封性能非常好 b.立式單級(jí)離心泵，泵的電動(dòng)機(jī)與水泵泵體分開組裝，中間以短軸相接。能基本保證一回路與 環(huán)境的密

第七章_反應(yīng)堆主泵

本文概括地說(shuō)明了世界各國(guó)核電站的建造、運(yùn)行和發(fā)展動(dòng)態(tài),詳細(xì)敘述了反應(yīng)堆壓力容器的材料及工藝情況。

ap1000核電壓力容器安裝先決條件多,施工邏輯復(fù)雜,吊裝、安裝精度高,同時(shí)基于核島開頂法施工工藝下的設(shè)備成品保護(hù)壓力大。針對(duì)項(xiàng)目施工難點(diǎn),介紹了ap1000壓力容器的吊裝和調(diào)整技術(shù)及就位后的成品保護(hù)要求和方法;并對(duì)壓力容器的重要先決條件及相關(guān)施工邏輯進(jìn)行了討論。通過(guò)嚴(yán)格控制,ap1000壓力容器順利安裝成功。

重水堆核電站核反應(yīng)堆筒體滑模工程特點(diǎn)，施工方法及保證筒體圓整度、滑模水平度和垂直度控制、滑升速度控制和糾扭等關(guān)鍵施工技術(shù)措施。

大亞灣核電站反應(yīng)堆水池中不銹鋼覆面（襯里）施工及檢驗(yàn)

大亞灣核電站反應(yīng)堆水池中不銹鋼覆面(襯里)施工及檢驗(yàn)

為了降低反應(yīng)堆保護(hù)機(jī)柜(rpc)失電引入的安全風(fēng)險(xiǎn),紅沿河核電站開展了針對(duì)rpc失電的缺省值分析工作,論文在簡(jiǎn)要介紹紅沿河核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)(dcs)平臺(tái)的基礎(chǔ)上,對(duì)rpc失電相關(guān)的缺省值分析范圍進(jìn)行了界定,通過(guò)實(shí)例對(duì)其分析原則進(jìn)行了介紹,對(duì)其實(shí)現(xiàn)方式及應(yīng)用進(jìn)行了說(shuō)明。該研究對(duì)提升dcs本身的可靠性、電站的安全水平和可用性有重要意義。

根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件的制造過(guò)程及制造中存在的典型質(zhì)量問(wèn)題,結(jié)合asme、astm標(biāo)準(zhǔn)以及相關(guān)制造技術(shù)文件要求,闡述了反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件制造關(guān)鍵工序要求、質(zhì)量控制關(guān)鍵要點(diǎn)以及熱處理工藝參數(shù)的優(yōu)化。