《壓水堆核電廠反應堆堆芯儀表系統安裝和試驗要求》是2012年1月6日發布的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠反應堆堆芯儀表系統安裝和試驗要求
- 標準號：NB/T 20115-2012
- 批准發布部門：國家能源局
- 發布日期：2012-01-06
- 實施日期：2012-04-06
備案信息
備案號：36040-2012
備案公告： 2012年第4號(總第148號)
《壓水堆核電廠反應堆堆芯儀表系統安裝和試驗要求》是2012年1月6日發布的一項行業標準。
《壓水堆核電廠反應堆堆芯儀表系統安裝和試驗要求》是2012年1月6日發布的一項行業標準。備案信息備案號：36040-2012備案公告： 2012年第4號(總第148號)1...
（5）反應堆壓力容器。壓力容器內部安裝堆芯組件，頂蓋上安裝控制棒驅動機構；與一迴路系統共同形成密封空間。（6）反應堆禁止。為了防止反應堆產生α、β、γ及中子對運行人員、設備的輻射損傷，堆芯壓力容器外周圍設定了禁止水箱、鉛和聚乙烯等禁止體。壓水堆的結構形式多種多樣，其結構特性要滿足物理設計和熱工設計...
堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站“原子鍋爐”燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。...
本標準規定了壓水堆核電廠中堆芯熱功率測量試驗的原則、方法和基本要求。通過二迴路的熱平衡試驗，精確測算核電廠堆芯熱功率，保障反應堆的安全運行。本標準適用於壓水堆核電廠堆芯熱功率測量試驗，重水堆等其他堆型核電機組的堆芯熱功率測量試驗可參照本標準執行。作者簡介 本標準負責起草單位：蘇州熱工研究院有限...
第3章 核反應堆的安全系統 3．1 核反應堆的安全性要素 3．2 核反應堆的安全功能 3．2．1 反應性的控制 3．2．2 確保堆芯冷卻 3．2．3 包容放射性產物 3．3 專設安全設施 3．3．1 二代專設安全設施 3．3．2 APl000先進核電廠非能動專設安全設施 3．3．3 EPR壓水堆核電廠專設安全設施 3．3...
核電廠反應堆在設計上分為有外加中子源和無外加中子源2種。在CANDU重水堆和WWER壓水堆中，很多機組均不設定外加中子源，反應堆採用無源裝料和啟動的方式。而在大部分的壓水堆（PWR）反應堆設計中均設定了外加中子源，為反應堆裝料和啟動提供起始中子水平，以滿足監督要求。然而由於各種原因，如堆芯沒有及時裝入...
④根據RCC-M編制的安裝技術要求 設備分類 建造核電站的設備主要分為三類：核島設備、常規島設備、輔助系統（BOP）。核島設備是承擔熱核反應的主要部分，技術含量最高，對安全設計的要求也最高；常規島設備在技術上不區分第二代和第三代；輔助系統的工程規模比較小。這三種設備在核電站的造價中所占到的比例分別為5...
《CP600壓水堆核電廠核燃料管理》以CP600壓水堆核電廠為例，將全面、系統地講述了核電廠在核燃料管理領域裡應進行的主要的核燃料管理工作及其工作內容。其中主要內容包括反應堆堆芯設計管理、核燃料採購與製造質量控制、換料大修燃料管理、反應堆物理試驗管理、堆芯運行數據管理、堆芯燃耗的管理、燃料組件運行完整性...
本書主要闡述壓水堆核電廠的基本原理。鑒於我國已確定發展壓水堆核電技術，本書以我國已運行的1000MW級電功率的壓水堆核電廠為背景，對壓水堆核電廠總體及主要系統設備進行了論述。全書共分10章。第1章緒論，介紹世界及我國核電的發展成就、我國發展核電的方針政策；第2章介紹壓水堆核電廠；第3章介紹反應堆本體...
6.7.4?裝燃料組件 97 6.8實驗注意事項 99 第七章 基於SimStore的核電廠二迴路虛擬仿真平台 101 7.1 SimStore簡介 101 7.1.1 MSP仿真平台 102 7.1.2 GView人機互動界面軟體 103 7.1.3 GConsle考評系統 104 7.1.4 ThermBuilder熱力系統軟體 105 7.2 模組簡介 106 7.2.1 兩項箱體類模組 106 7....
楊蘭和等編著的《核電廠物理熱工》以CP600核電廠壓水堆核電廠為例，系統地闡述了核電廠物理熱工主要內容和方法。共分為13章，包括反應堆物理基礎、反應堆動力學理論、反應性係數、反應性的控制、反應堆功率及其分布、堆芯裂變產物和毒物、反應堆啟動與停堆、反應堆物理試驗與堆芯監督(調試物理試驗、啟動物理試驗和...
這種先進輕水堆的單堆電功率可高達1300~1500MW，在美國的《電力公司要求檔案》稱之為“改進型先進輕水堆”。另一條則是打破傳統的設計思想，採用非能動安全系統，依靠這種更加可靠的安全系統和大幅度提高堆芯安全裕量來提高反應堆的安全性，通過採用模組化的設計和建造技術、簡化系統、延長燃料換料周期、延長電廠使用...
是2017年7月1日實施的一項行業標準。適用範圍 本部分規定了壓水堆核電廠堆芯補水箱用19MnNiMo鋼鍛件的製造、檢驗和驗收等要求。本部分適用於壓水堆核電廠堆芯補水箱用19MnNiMo低合金鋼鍛件。起草單位 中國第一重型機械集團公司、上海核工程研究設計院、中國核動力研究設計院。起草人 連占衛、李家駒...
法國N4系列壓水堆核電廠使用的“蜂窩式”汽輪發電機有一個高-中壓聯合缸和三個低壓缸，葉片數減少，高-中壓聯合缸擴散管的設計也有改進，結果汽輪機大軸的長度減小了，重量減輕了，效率更高了。舒茲B核電廠的控制室全部使用計算機，由四個操作工作站、一個安裝在牆上的模擬板和一個用常規控制技術的事故備用操作...
《中國自主先進壓水堆技術“華龍一號”（上冊）=HPR1000：China’s Advanced Pressurized Water Reactor NPP(Volume 1)》共分為上、下兩冊。上冊介紹了“華龍一號”的總體方案和各功能系統，包括反應堆及其冷卻劑系統、核輔助系統、專設安全系統、設計擴展工況應對措施、放射性廢物處理系統、公用系統、輻射防護、核電...
2)電機部分裝設一隻很重的飛輪，因而大大提高了機組的惰轉性能，提高了發生全廠斷電事故時反應堆堆芯的安全性。3)軸密封技術可以同樣嚴格控制泄漏量，把安全殼的泄漏量控制在200 左右。4)維修方便，軸密封結構更換僅需十小時左右。軸密封泵自1965年第一次作為壓水堆核電廠主泵使用以來，已經迅速取代了禁止泵的...
90年代為解決公眾關注的核安全和核廢料問題，在第二代基礎上研發的先進輕水堆核電站稱為第三代，實際上是第二代技術沿著提高安全性和經濟性的方向不斷改進的結果。第三代技術相當於在第二代技術基礎上，對嚴重事故預防和安全系統的改進提高，安全可靠性從設計上得到進一步提高，經濟性則依賴設計、製造、施工安裝和...
《壓水堆核電廠堆芯燃料管理計算及最佳化》是2001年原子能出版社出版的圖書，作者是謝仲生，主要講述壓水堆核電廠堆芯燃料管理的核計算方法。內容簡介 本書比較系統、全面地介紹了壓水堆核電廠堆芯燃料管理的核計算方法。著重闡述計算方法的基本原理、算法思想和分析方法，並對國際上通用的程式作簡要的介紹。全書共分...
安全級電氣設備必須經過嚴格的質量鑑定， 並符合特殊的技術條件和安裝要求。安全等級 安全功能 核電廠設計要求在任何情況下確保反應堆安全停堆，從堆芯排出熱量，並限制預計運行事件和事故工況後果。為達到這些設計要求所必須的功能稱安全功能。安全功能可分列出多條，核電廠內安全級的構築物、系統和部件應能完成所有的...
第三代核技術即西屋公司第三代非能動先進壓水堆AP1000與歐洲先進壓水堆EPR。第三代核技術因採用“非能動”安全系統，就是在反應堆上方頂著多個千噸級水箱，一旦遭遇緊急情況，不需要交流電源和應急發電機，僅利用地球引力、物質重力等自然現象就可驅動核電廠的安全系統，巧妙地冷卻反應堆堆芯，帶走堆芯餘熱，並對...
第2章 核反應堆堆芯設計 第3章 壓水堆核電廠主要系統和設備 第4章 核電廠的儀表與控制 第5章 核電廠的運行 第6章 核燃料與核燃料循環 第7章 核電廠安全和核電廠的輻射防護 參考文獻 第18篇 太陽能和風力發電 第1章 太陽光伏發電 第2章 太陽能熱發電 第3章 風能資源和風力參數 第4章 風力發電機組的...
長期從事反應堆熱工水力試驗研究和安全分析工作。曾在中國核動力研究設計院主持XXX堆熱工系統的研究和設計工作，負責XXX堆淨化系統的研究與設計工作。曾在中廣核研究院主要參與國家科技部973項目ITER專項《次臨界能源包層工程概念可行性關鍵技術研究實驗項目》、國家863項目《壓水堆核電廠安全級冷卻鏈改進研究實驗項目》以及...
● 2008.6-2009.5 973項目：超臨界水堆關鍵問題的基礎研究 項目秘書/辦公室主任 主講課程 ● 主講過：《核反應堆熱工水力》、《核電廠系統與設備》、《核電廠儀表與控制》、《核反應堆安全》、《反應堆熱工水力實驗》、《高等反應堆熱工分析》（研究生）、《反應堆工程》（研究生）等課程。針對所授課程，還...
把堆芯重量傳遞給壓力容器法蘭；承受控制棒組件在事故落棒時的重力，並把重力傳遞給壓力容器法蘭；降低壓力容器壁所受的放射線劑量。注意事項 燃料元件架是堆內的重要結構部件之一，它與元件的接觸形式會直接影響元件的腐蝕行為。在作壓水堆元件組合件的堆內考驗和在堆外動水迴路中作鋯合金管的試驗時，就曾發現與...
第六篇電氣測量和儀器儀表 第1章電氣測量技術基礎 第2章電量測量 第3章磁量測量 第4章非電量的電測量 第5章常用電測儀器儀表 第6章自動測試系統 第7章工業自動化儀表 參考文獻 第七篇電機 第1章技術基礎 第2章設計基本要點 第3章電機試驗. 安裝和維護 第4章同步電機 第5章直流電機 第6章異步電機 第7章...
2.7 嶺澳核電廠擴建工程 3 壓水堆核電廠安全設計常用概念 3.1 安全目標和縱深防禦概念 3.2 安全功能和分級 3.3 設計基準 3.4 構築物、部件、系統的可靠性設計 3.5 安全分析 第2章 反應堆 1 反應堆概況 1.1 反應堆功能 1.2 反應堆主要參數 1.3 反應堆本體主要設備 1.4 反應堆輔助設備 2 堆芯...
第八節 反應堆壓力容器的應力分類與應力強度 第九節 反應堆壓力容器的設計方法 第十節 反應堆壓力容器的設計內容和設計步驟 思考題與習題 第四章 核燃料處理系統中多種專用機械的結構設計 第一節 壓水堆核電廠核心燃料組件的裝卸、轉運和儲存系統簡介 第二節 壓水堆核電廠核心燃料組件裝卸、貯存和轉運系統中的多...
六角形組件均勻化參數計算程式TPFAP-HEX的驗證及其對WWER反應堆的套用，《核科學與工程》2004年 第1期 秦山三期CANDU堆套用稍濃鈾的研究，《核動力工程》2004年 第2期 蒙卡-燃耗程式系統及ADS基準題的計算，《核科學與工程》2003年 第4期 三維六角形組件壓水堆堆芯燃料管理計算及程式系統研究，《核動力工程》2003...
因此，今明兩年將是我國核電標準建設任務最重的兩年。李冶表示，核電標準的制定和修訂工作量非常大，為使核電標準建設與我國核電發展速度相匹配，必須開展大量研究，加快核電標準建設。概念內容 (1)公司主營：公司主要從事壓力容器設備（包括化工設備和電站輔機）和管系產品的設計、製造、安裝銷售。公司擁有一、二、三類...