《壓水堆核電廠新燃料組件包裝、運輸、裝卸和貯存規定》是2012年4月6日實施的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名:壓水堆核電廠新燃料組件包裝、運輸、裝卸和貯存規定
- 標準號:NB/T 20141-2012
- 發布日期:2012-01-06
- 實施日期:2012-04-06
- 技術歸口:核工業標準化研究所
- 批准發布部門:國家能源局
《壓水堆核電廠新燃料組件包裝、運輸、裝卸和貯存規定》是2012年4月6日實施的一項行業標準。
《壓水堆核電廠新燃料組件包裝、運輸、裝卸和貯存規定》是2012年4月6日實施的一項行業標準。起草單位中核燃料元件有限公司南方分公司。起草人吳平、楊曉東。1...
壓水堆核電廠燃料組件包裝、運輸、貯存和裝卸規定 《壓水堆核電廠燃料組件包裝、運輸、貯存和裝卸規定》是1994年12月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號:0077-1994
壓水堆核電廠新燃料組件運輸容器通用技術條件 《壓水堆核電廠新燃料組件運輸容器通用技術條件》是2012年10月19日發布的一項行業標準。起草單位 中國核動力研究設計院。起草人 谷明非、雍涇等。
壓水堆燃料組件在堆芯中為豎直狀態,相鄰組件間的間隙約1mm。為此,在操作過程中需對其精確定位。新燃料的檢查和儲存在燃料廠房內進行;乏燃料的檢查和儲存也在燃料廠房的乏燃料水池中進行。反應堆裝換料在安全殼內換料水池中進行。燃料廠房和安全殼之間設有水下運輸通道(見圖)。在德國壓水堆核電廠中將換料水池和乏...
《壓水堆核電站的燃料組件裝卸方法》是中科華核電技術研究院有限公司、中國廣核集團有限公司於2013年7月31日申請的發明專利,該專利申請號為2013103272412,公布號為CN104347129A,公布日為2015年2月11日,發明人是吳鳳岐、陸秀生、趙阿朋、張美玲、黃海華、陳少南。《壓水堆核電站的燃料組件裝卸方法》包括:控制...
核燃料換料機也稱為裝卸料機,是大型壓水堆核電站核燃料組件轉運裝備,屬於核燃料運輸貯存系統 ( PMC) 的子系統,是整個PMC系統的關鍵設備。換料機位於反應堆側水池上方,主要用於在反應堆和傳輸系統之間運輸核燃料組件,屬於特別危險環境使用的特種操作設備。組成 由大橋、小車、拉斷提升機構、工作桿抓具、工作桿棒...
乏燃料運輸船在結構上要具有雙層船殼和船底,整個船艙隔成若干個密封倉,船頭除防撞艙壁外,還設有輔助防撞艙壁。並裝有專門禁止、設有冷卻裝置、備有監測和去污設備以及特殊的安全、導航和通信系統等。運輸容器標準 運輸容器裝滿乏燃料時,必須保持次臨界,容器外表面輻射劑量率不高於《IAEA運輸規程》的規定,必須...
核燃料組件是由一組燃料棒(片)和其他構件組 成的堆內釋熱部件。是反應堆燃料裝卸料單元。有棒束型、套管型、片組型等幾種結構形式。一般由燃料棒(片)、 定位件、支撐件等構件組成,組體內元件數量、排列和結構形式隨堆型而不同。各成熟堆型的組件都已定型。不同的反應堆使用的燃料元件也不同。按其形狀來...
乏燃料的離堆貯存技術主要分為乾法貯存和濕式貯存。對於核電站卸出的乏燃料管理策略,當前世界上主要有三種做法:一是進行後處理,收鈾、鈽重新製成燃料元件再利用,高放廢物固化後進行深地質層處置或進行分離嬗變;二是一次通過,即乏燃料經過冷卻、包裝後作為廢物送入深地質層直接處置;三是將乏燃料進行暫時貯存(50...
以最常見的壓水堆核電站為例,核燃料採用的鈾是低濃縮鈾,其中含裂變材料鈾-235的含量為3%(稱為富集度,天然鈾的鈾-235富集度為0.714%)。在壓水反應堆燃料組件中,一組15×15的含芯塊和包殼的燃料棒由15×15的定位格架在多點支承,每根燃料棒長約4m,外徑約1 cm,沿軸向約有7到8個定位格架。在燃料...
1.1 核燃料簡介 1.2 CP600壓水堆核電廠核燃料管理工作內容 1.3 核燃料管理工作要求 第二章 燃料管理法規和規範 2.1 概述 2.2 核安全法規(HAF)相關規定 2.2.1 核材料管制 2.2.2 燃料的設計管理 2.2.3 燃料的運行管理 2.3 核安全導則(HAD)相關規定 2.3.1 通用系列 2.3.2 核...
輕水堆燃料組件製造 按輕水堆燃料組件的設計要求進行組件的零部件加工,並將其組裝在一起成為一個完整的燃料元件集(組)合體的加工過程。輕水冷卻動力堆有壓水堆和沸水堆兩種類型。它們的燃料組件雖然在結構、尺寸和材料上有差異(見壓水堆燃料組件、沸水堆核電廠),但其燃料都採用由細棒組成的棒束型結構,製造工藝...
核電站反應堆卸出的乏燃料具有很高的放射性,同時釋放出大量的衰變熱。國際上對乏燃料的處理方式主要有兩種:一次通過方式和後處理閉式循環方式。一次通過方式比較簡單,即乏燃料卸出之後不經後處理直接包裝放到地質處置庫中長期貯存,不再循環利用。由於乏燃料含有大量未裂變和新生成的易裂變核素、未用完的可裂變核素...
《壓水堆核電廠堆芯及乏燃料組件輻射源項分析準則》是2022年7月1日開始實施的一項中國國家標準。編制進程 2021年12月31日,《壓水堆核電廠堆芯及乏燃料組件輻射源項分析準則》發布。2022年7月1日,《壓水堆核電廠堆芯及乏燃料組件輻射源項分析準則》實施。起草工作 主要起草單位:中國核動力研究設計院、中國核電...
最早用作核潛艇的軍用反應堆。1957年,美國建成世界上第一座商用壓水堆核電站。壓水堆由壓力容器、堆芯、堆內構件及控制棒組件等構成。壓力容器的壽命期為40年。堆芯裝核燃料組件。秦山核電站就採用了國外現行壓水堆核電站較成熟的技術,並進行了相當規模的科研和試驗工作。2024年8月19日,國務院常務會議決定核准...
堆內測量支承結構 堆內測量包括堆芯中子注量率測量和堆內溫度測量。為測量堆芯中子注量率分布,一般採用將中子探測元件加上套管,並從堆底引入堆芯的方法,亦有用將可活化的探測小球通過導管從壓力容器頂部用氣體吹入和吹出的方法。用熱電偶在規定的燃料組件出口及堆出口測量堆芯出口和堆出口冷卻劑溫度。熱電偶...
下圖為壓水堆核電廠示意圖 本體結構 壓水堆本體結構主要由壓力容器、堆芯、堆內構件及控制棒驅動機構等部件組成。壓力容器是放置堆芯及堆內構件、防止放射性物質外逸的承壓設備。冷卻劑由反應堆壓力容器進口接管進入,沿壓力容器內側向下,在吊籃底部向上通過流量分配裝置,然後繼續向上進入堆芯,將燃料棒釋出的熱量...
(1)良好的輻射禁止,使環境輻射劑量低於規定限值。(2)足夠的結構強度,經受可能的天然及人為意外事件情況下均能確保結構的完整性和安全性並迅速恢復正常運轉。(3)良好的散熱冷卻,並確保整體機構的溫度低於限值。因此,乏燃料乾式儲存設備的生產商必須基於上述要求,結合具體的乏燃料參數及核電廠特性,有針對性的開發出不...
6.7.2?卸燃料組件 93 6.7.3?乏燃料接收 95 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....
《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...
第十章 壓水堆裝卸料機 第一節 概述 第二節 裝卸料機的大車和小車 第三節 裝卸料機的裝卸機構 第四節 裝卸料機的提升機構 第五節 裝卸料機自動定位系統概述 第十一章 核島工藝運輸機械 第一節 水下運輸車 第二節 燃料組件水下傾翻機 第三節 螺栓拉伸機 第十二章 重水堆核電廠及其裝卸料機 第一節 ...
反應堆內裝205個17×17AFA-XL型燃料組件,燃料材料為UO2,每個燃料組件有274根燃料棒,棒長4.793m,棒外徑為9.5mm,棒的包殼材料為Zr-4合金,棒外殼的最高溫度為412℃。燃料棒的平均線功率密度為17.92kW/m。燃料在堆內的燃燒時間為12個月,每年裝卸燃料27.5t重金屬。卸料平均燃耗為39000MW·d/t。粗調用...
反應堆內裝241個16×16CE系統80型燃料組件,燃料材料為UO₂,每個組件有236根燃料棒,棒的外徑為9.703mm,棒的包殼材料為Zr-4合金,棒外殼的最高溫度為347℃,燃料棒的平均線功率密度分別為18.14、18.21和18.37kW/m。燃料在堆內的燃燒時間為18個月,每年裝卸燃料27.9t重金屬。卸料平均燃耗為38000MW·d/...
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種專用機械 第三節 重水堆核電廠核燃料裝卸機械 思考題 第五章 核功率控制機械及其機電磁一體化設計 第一節 功率控制機械的功能、安全等級及其類型 第二節 控制棒驅動機構設計準則摘要 第...
給後處理和燃料元(組)件再製造帶來很大困難,燃料元(組)件再製造必須在禁止牆後面遠距離操作,對於燃耗深或經多次循環復用的U-233燃料,由於U-232含量的增大,禁止還得增厚。燃料組件成品的裝卸搬運直至吊裝入堆也要隔著禁止進行。還有其他一些複雜的工藝問題。這些工藝都不成熟。目前由於鈾供應充裕和核能增長緩慢...
核動力反應堆在核燃料燃耗到滿壽期後,必須及時更換核燃料。其任務是:從反應堆內卸出原裝的乏核燃料,將新的核燃料裝入反應堆內;對新乏核燃料進行吊裝、運輸、儲存及監護;對伴隨核燃料更換而吊出堆外的堆內部件,進行檢驗和必要的修理或更換,按規定對反應堆壓力容器、主螺栓等部件和焊縫進行在役檢査,並採取...
由於用於乏燃料集中處置的尤卡山處置庫計畫背終止,目前美國正在考慮興建中央離堆貯存設施以集中管理目前暫存在核電廠址內的乏燃料。管理現狀 “2003年10月1日,我國《中華人民共和國放射性污染防治法》正式實施,該法規第二十七條規定”核設施的退役費用和放射性廢物處置費用應當預提,列入投資概算或者生產成本。核設施的...
比如,大量自然界不存在放射性鎝在核燃料再處理中進入環境。截至1986年,人類核反應堆一共排放了1600公斤鎝,主要是在乏燃料再處理過程中排放的;大部分進入海洋。到2005年,最主要的排放源是英國謝拉斐爾德再處理廠。據估計,1995年到1999年,該廠一共向愛爾蘭海排放了900公斤鎝。2000年後,法律規定該廠每年只能...
用於反應堆內燃料元件、冷卻劑、慢化劑和堆內構件的溫度測量,為監測、控制或保護反應堆提供相應的溫度信息。對於壓水堆核電廠,主要是燃料組件出口冷卻劑溫度的測量。由於堆芯燃料組件沒有彼此分隔的外套,因此選擇具有代表性的燃料組件,在其冷卻劑出口處設定溫度敏感元件進行測量。根據測量的信息,可計算冷卻劑的熱焓...
堆內構件將燃料組件固定在堆芯中,為冷卻劑提供流道,保持傳熱所需的熱工水力條件以使堆芯中的裂變能量傳輸出反應堆。控制棒由強吸收中子材料製成,將它插入或抽出堆芯,可以改變反應性,用來起動反應堆、調節反應堆功率、正常停堆和在事故情況下緊急停堆。熱中子堆堆芯的外部圍有反射層,其材料一般與慢化劑一樣,...