《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
起草單位,起草人,
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。
《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...
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...
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...
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...
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...
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...
壓水堆（pressurized water reactor）：全稱“加壓水慢化冷卻反應堆”。以加壓的、未發生沸騰的輕水(即普通水)作為慢化劑和冷卻劑的反應堆。由燃料組件、慢化劑(兼作冷卻劑)、控制棒組件、可燃毒物組件、中子源組件、堆芯吊籃和壓力殼等組成。是屬於核電站中套用數量較多、容量較大的堆型。發展史 壓水堆是世界上在...
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。...
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...
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...
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...
《壓水堆核電廠嚴重事故分析方法》是西安交通大學於2017年7月7日申請的專利，該專利的公布號為CN107451398A，授權公布日為2017年12月8日，發明人是蘇光輝、張亞培、田文喜、余紅星、秋穗正。《壓水堆核電廠嚴重事故分析方法》：1、進行嚴重事故早期堆芯行為特性及燃料組件應力‑應變特性計算；2、進行堆芯熔化計算...
1.3 三代核電技術對比分析 4 1.3.1 AP1000 5 1.3.2 VVER-1200 7 1.3.3 EPR 9 1.3.4 APWR 11 1.3.5 APR1400 12 第2章 總體技術方案 14 2.1 主要技術特徵 14 2.2 採用的法規和標準 18 第3章 反應堆 21 3.1 概述 21 3.2 燃料組件及其相關組件 24 3.2.1 燃料組件 24 3.2.2 ...
《1 ECC-E壓水堆核島電氣設備設計和建造規則》A篇 一般規定和質量 A1000 RCC-E的結構 A1100 概述 A1200 總目錄 A1300 標準清單 A2000 一般規定 A2100 定義和縮寫詞 A2200 RCC—E的範圍和套用 A2300 符合RCC—E的表示 A2400 對製造商或承包商內部要求的不符合項 A2500 對訂單的不符合項 A2600 對本規則...
本書是一部關於非能動安全先進壓水堆核電技術的專業書籍。全書分上、中、下三冊，計五篇二十四章。第一篇緒論(共五章)，敘述世界和我國核電發展概況，核電廠設計的基本安全要求，核電廠的安全監管，以及AP1000核電技術的發展。第二篇AP1000反應堆(共四章)，敘述AP1000反應堆堆芯(包括燃料組件、控制棒組件和毒物...
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...
6.2.1壓水堆燃料 6.2.2沸水堆燃料 6.2.3重水堆燃料 6.2.4高溫氣冷堆燃料 6.2.5快堆燃料 參考文獻 第7章乏燃料貯存及後處理 7.1概述 7.1.1乏燃料與乏燃料後處理 7.1.2核燃料後處理在核工業中的重要性 7.1.3乏燃料後處理工藝發展概況 7.1.4國外乏燃料後處理設施的建設發展概況 7.2乏燃料...
2010—2011年，中國原子能科學研究院開發了環形燃料設計與分析軟體，開展了環形燃料元件套用於壓水堆核電廠的可行性研究。國內外學者針對雙面冷卻環形燃料的研究多為定性的綜述性研究。雖然針對組件排列方式做了較多研究，但類似開展的燃料元件幾何尺寸最佳化設計的研究較少，具體的模型和計算方法尚未見文獻報導。雙面冷卻環形...
我國發布的有關環境保護和核電廠安全的所有法律、行政法規均須遵照執行。二、部門規章 我局發布的或與國務院其他部門聯合發布的部門規章，均須遵照執行。在《核動力廠設計安全規定》（HAF102-2004）中，在機率安全評價（PSA）、嚴重事故、安全評價的獨立驗證三個方面做如下規定：1、按照HAF102-2004的要求開展有關的...
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/...
通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出台了新規定，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號，它們發生嚴重事故的機率均比第...
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 ...
Ÿ 根據水土保持法對開發施工項目水土流失防治任務的規定，攔擋、護坡、土地整治、植被恢復，排水措施等工程，以防止水土流失、改善項目區生態環境。（2） 運行期間的污染防治措施 — 輻射影響的污染防治措施 Ÿ 固有安全性：安徽蕪湖核電站在設計中採用了“縱深防禦”的概念，通過合理的運行設計、運行規程、監測系統...
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...
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...
6.4 聚變實驗反應堆 第2章 核電廠廠址選擇 1 核電廠廠址的特點和基本要求 1.1 核電廠廠址的特點 1.2 核電廠選址基本準則要求 2 核電廠廠址選擇的法規、導則和標準 2.1 核安全規定及導則 2.2 國家標準 2.3 數值規定 2.4 標準技術術語 3 核電廠選址程式 3.1 初步可行性研究階段 3.2 可行性研究階段 ...
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，...
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...