《壓水堆核電廠一迴路安全降壓和排氣系統設計準則》是2015年9月1日實施的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名:壓水堆核電廠一迴路安全降壓和排氣系統設計準則
- 標準號:NB/T 20333-2015
- 實施日期:2015-09-01
- 發布日期:2015-04-02
- 技術歸口:核工業標準化研究所
- 批准發布部門:能源
《壓水堆核電廠一迴路安全降壓和排氣系統設計準則》是2015年9月1日實施的一項行業標準。
《壓水堆核電廠一迴路安全降壓和排氣系統設計準則》是2015年9月1日實施的一項行業標準。起草人張玉龍、賴建永、任雲等。起草單位中國核動力研究設計院、中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院等。...
壓水堆核電廠餘熱排出系統設計準則 《壓水堆核電廠餘熱排出系統設計準則》是2014年11月1日實施的一項行業標準。起草人 余小權、隋海明等。起草單位 中國核動力研究設計院。
1. 壓水堆核電站主迴路系統 壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開,它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為:主泵將高壓冷卻劑送入反應堆,一般冷卻劑保持在120~160個大氣壓。在高壓情況下,冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆,並進入蒸汽發生器,通過...
壓水堆核電廠主要由壓水反應堆、反應堆冷卻劑系統(簡稱一迴路)、蒸汽和動力轉換系統(又稱二迴路)、循環水系統、發電機和輸配電系統及其輔助系統組成。通常將一迴路及核島輔助系統、專設安全設施和廠房稱為核島。二迴路及其輔助系統和廠房與常規火電廠系統和設備相似,稱為常規島。電廠的其他部分,統稱配套設施。...
《壓水堆核電廠核島總體布置設計準則》是2024年04月11日實施的一項中國行業標準。編制進程 2023年10月11日,《壓水堆核電廠核島總體布置設計準則》發布。2024年04月11日,《壓水堆核電廠核島總體布置設計準則》實施。起草工作 起草單位:中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院股份有限公司、中廣核工程有限公司。
核電蒸汽發生器(steam generator,sg)是核島 內的三大設備之一,是壓水堆核電廠一迴路、二迴路的邊界,它將反應堆 產生的熱量傳遞給蒸汽發生器二次側,產生的蒸汽經一、二級汽水分離器乾燥後推動汽輪發電機發電。2018年4月23日 ,由中國一重首次承制的紅沿河5號機組百萬千瓦級核電蒸汽發生器,在一重下轄的核電...
第一章簡要介紹我國核電堆型、核電廠正常運行輻射影響及安全要求、一迴路源項和排放源項的研究歷程與源項框架體系。第二章介紹M310、WWER、AP1000和EPR等堆型引進時的一迴路源項和排放源項。第三章至第五章系統總結新構建的一迴路源項和排放源項框架體系、一迴路源項模式和參數、排放源項模式和參數的研究成果。第六章...
核電廠所採用的檢測儀表,如溫度計、流量計、壓力計、水位計等與常規火電廠所採用的儀表相比,就其工作原理來講基本相同。但一迴路主要參數的監測系統與核電廠的安全有關,因此應遵循1E級安全規範(見反應堆儀表監測系統)。反應堆冷卻劑進、出口溫度測量 對於壓水堆來講,測量反應堆冷卻劑的進口溫度用以監察反應堆...
《CP600壓水堆核電廠腐蝕防護》是2011年中國原子能出版傳媒有限公司出版的圖書,作者是楊蘭和。內容介紹 楊蘭和主編的《CP600壓水堆核電廠腐蝕防護》內容涉及核電站腐蝕防 護的方方面面,包括核島一迴路、常規島二迴路、海水系統、冷卻水系統 、生水系統、化學介質系統、廢液系統、通風系統、油環境、電站大氣環 境、...
《CP300核電廠一迴路系統、設備及運行》是壓水堆核電廠一迴路系統設備教程,共分為22章,逐章詳述一迴路各主要系統及其設備的技術性能、運行操作、事故處理等實際知識。《CP300核電廠一迴路系統、設備及運行》為秦山核電廠系統設備培訓用教材,內容切合實際,深入淺出,並有大量插圖,可供壓水堆核電廠的研究設計、...
壓水堆核電廠安全殼外供暖、通風、空調系統設計準則 《壓水堆核電廠安全殼外供暖、通風、空調系統設計準則》是2012年4月6日實施的一項行業標準。起草人 王軍民、張峰等。起草單位 中廣核工程有限公司。
壓水堆核電廠專設安全設施空氣淨化裝置設計準則 《壓水堆核電廠專設安全設施空氣淨化裝置設計準則》是2013年6月8日發布的一項行業標準。起草單位 上海核工程研究設計院。起草人 葉劍雲、羅偉濤等。
第3章 反應堆熱工水力設計原理 第4章 壓水反應堆結構 第5章 核燃料裝換、儲存、檢驗系統及設備 第6章 反應堆冷卻劑系統及主要設備 第7章 二迴路熱力及電力系統 第8章 核電廠的監測、控制和保護系統 第9章 核電廠廠房設計 第10章 核電廠安全設計 第11章 核電廠三廢處理及環境保護 第12章 輕水堆核電技術...
儘管現有壓水堆的熱工參數尚欠高,但因堆芯結構緊湊、體積小、功率密度高、建造周期較短、安全性好,且已實現了標準化和系列化,故為當前最受重視的堆型。廣泛套用於核電站。安全系統 由於運行中的反應堆存在著潛在風險,在反應堆、核電廠的設計、建造和運行過程中 ,必須堅持和確保全全第一的原則, 核電廠運行...
反應堆保護系統、專設安全設施及其相關的支持系統,構成核電廠的安全系統,它是核電廠安全縱深防禦的第三層。比如一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統;專設安全設施的安全注射系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫系統、安全殼通風淨化系統、安全殼隔離系統和輔助(應急)給水系統。安全系統的設計,應滿足在任何...
(1)高質量的設計、施工和運行 (2)停堆保護及餘熱排出系統 (3)專設安全設施 (4)事故處置和特殊設施 (5)廠外應急計畫和措施 為防止放射性物質的釋放,壓水堆核電廠普遍採用了多層實體屏障。這些屏障主要包括燃料元件包殼、反應堆冷卻劑系統承壓邊界核安全殼。另外,燃料芯塊、反應堆冷卻劑、安全殼內空氣...
《壓水堆核電廠事故工況核島廠房輻射防護設計準則》是2023年7月1日開始實施的一項中國國家標準。編制進程 2022年12月30日,《壓水堆核電廠事故工況核島廠房輻射防護設計準則》發布。2023年7月1日,《壓水堆核電廠事故工況核島廠房輻射防護設計準則》實施。起草工作 主要起草單位:中國核電工程有限公司、中廣核工程有限...
壓水堆核電廠房固定式輻射監測系統設計準則 《壓水堆核電廠房固定式輻射監測系統設計準則》是2005年7月1日實施的一項行業標準。起草人 李國祥。起草單位 核工業標準化研究所。
《CP600壓水堆核電廠大修運行管理》共分為11章,以CP600壓水堆核電廠為例,全面、系統地講述了核電廠運行管理主要工作及其工作內容。其中主要包括大修期間工作組織過程、管理措施、大修規程要點、大修主隔離、定期試驗管理、安全殼機械貫穿件密封性試驗、臨時特殊設備與臨時控制變更的管理、設備再鑑定、十年大修項目、...
核動力裝置的系統和設備是指使核反應堆產生動力的系統和設備,如核蒸汽供應系統和核電站汽輪機等,以及為保證設備正常運行、人員健康和安全所需要的系統和設備等。以下以壓水堆核電廠為例進行介紹。反應堆冷卻劑系統和設備:壓水堆冷卻劑系統又稱為一迴路系統。按照其容量由二,三,或者四個相同冷卻環路組成。每個...
2000年原子能出版社北京出版的圖書,作者是朱繼洲 目錄 第一章 緒論 1.1 世界核電的發展 1.2 核電廠的經濟與安全性 1.3 核電廠運行的特點 1.4 壓水堆核電廠的組成 1.5 我國核電的起步和發展前景 第二章 壓水堆核電廠一迴路主系統和設備 2.1 一迴路主系統 2.2 壓水反應堆 2.3 蒸氣發生器 2.4 ...
壓水堆核電廠核供汽系統與汽輪機廠房接口設計準則 《壓水堆核電廠核供汽系統與汽輪機廠房接口設計準則》是2013年03月01日實施的一項行業標準。起草單位 中國核電工程有限公司。起草人 趙嘉明、李嫦月等。
《壓水堆核電廠設計基準事故源項分析準則》是2017年10月1日實施的一項行業標準。適用範圍 本標準規定了新建壓水堆核電廠各類主要設計基準事故放射性源項分析中應遵循的設計原則、假設條件和要求。 本標準適用於新建壓水堆核電廠場外放射性後果分析的設計基準事故源項。起草單位 上海核工程研究設計院、中國核動力研究設計...
壓水堆核電廠反應堆壓力容器設計準則 《壓水堆核電廠反應堆壓力容器設計準則》是1995年1月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號:0028-1995。
壓水堆核動力裝置基本組成為壓水堆本體結構、一迴路系統、二迴路系統。其他系統還包括一迴路輔助系統與設備、專設安全設施、二迴路輔助系統與設備。以下以壓水堆核電廠為例進行介紹。一迴路輔助系統及專設安全設施:一迴路中有通常稱之為一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統;專設安全設施的安全注射系統...
壓水堆核電廠一迴路系統不鏽鋼管中頻彎管技術條件 《壓水堆核電廠一迴路系統不鏽鋼管中頻彎管技術條件》是1999年04月01日實施的一項行業標準。備案信息 備案號:2382-1999。
核電基礎 第一節 熱力學及輻射化學基礎 第二節 放射性及來源 第三節 核反應堆原理 閱讀材料 思考題 第二章 核電站概況 第一節 壓水堆核電廠 第二節 沸水堆核電廠 第三節 快中子增殖堆核電廠 第四節 核電廠的安全措施 第五節 大亞灣核電廠的構成 閱讀材料 思考題 第三章 壓水堆一迴路系統 ...
中國科學院金屬研究所,上海核工程研究設計院有限公司。適用範圍 本標準給出了壓水堆核電廠低合金鋼、奧氏體不鏽鋼和鎳基合金的環境疲勞影響模型。 本標準適用於壓水堆核電廠一迴路壓力邊界部件的環境疲勞設計、環境疲勞損傷評估和壽命評估。技術內容 在本部分編寫過程中,參考了金屬所企業標準《Q/KJ.08.09—2017 ...
壓水堆核電廠大破口失水事故(LBLOCA)是指反應堆冷卻劑系統主管道發生大破裂而造成的反應堆冷卻劑喪失事故。設計基準大破口失水事故的極限情況是冷管段雙端斷裂並完全錯開的情況。特徵 大破口失水事故是反應堆冷卻劑裝量減少一類事故中冷卻劑喪失量快的極限情況,其危害很大,主要表現在:(1)事故開始時,破口外...