《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。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠新燃料組件運輸容器通用技術條件
- 標準號：NB/T 20184-2012
- 技術歸口：核工業標準化研究所
- 發布日期：2012-10-19
- 批准發布部門：國家能源局
- 實施日期：2013-03-01
起草單位,起草人,
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。
《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。1...
壓水堆核電廠新燃料組件包裝、運輸、裝卸和貯存規定 《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。
新燃料組件運輸容器 新燃料組件運輸容器是運輸容器種類。
現代輕水堆核電廠所用的燃料組件，在堆內停留3年左右，其燃耗深度有些已達30000MW·d/tU以上，即使經過“長期冷卻”，每千克鈾仍有數十個TBq的β、γ放射性，而且還有很高的衰變熱，一組壓水堆組件經過半年冷卻後仍有10kW(熱功率)。因此，乏燃料運輸與未輻照核燃料的運輸全然不同，它不僅技術複雜、費用很大，...
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...
現代輕水堆核電廠所用的燃料組件，在堆內停留3年左右，其燃耗深度有些已達30000MW·d/tU以上，即使經過“長期冷卻”，每千克鈾仍有數十個TBq的β、γ放射性，而且還有很高的衰變熱，一組壓水堆組件經過半年冷卻後仍有10 kW(熱功率)。因此，乏燃料運輸與未輻照核燃料的運輸全然不同，它不僅技術複雜、費用很大...
燃料組件及組件的結構零部件質量控制的技術條件是指：(1) 尺寸方面的特徵： ①組件的整體外形輪廓，包括扭曲、彎曲和垂直度等; ②棒與 棒、棒與導向管以及棒與外圍物之間的間距，包括格架的外形輪廓點、耐磨墊及定位墊的 結構形狀等; ③上管座和下管座、上端板和下端板的重要尺寸，包括與操作工具的接口、 與...
壓水堆燃料組件 英文名稱 pressurized water reactor fuel assembly 定義 通常由燃料棒、控制棒導向管、定位格架以及上、下管座和濾網等部件組成,一般不帶外盒、但具有足夠剛度、燃料棒通常按17117正方形排列的整體組合構件。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) 以上內容由全國科學技術名詞審定委員會審定公布中...
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，製造工藝也基本類同。沸水堆燃料組件含60~63根燃料棒(包殼管由Zr-2合金製造)，按8×8正方形排列。靠其中8根燃料棒與上下墊板(由不鏽鋼製造)...
乏燃料組件運輸容器是一般由內筒、外筒、頂蓋、格架、緩衝器、散熱片、禁止層以及起吊裝置等部分組成。一般由內筒、外筒、頂蓋、格架、緩衝器、散熱片、禁止層以及起吊裝置等部分組成。內筒通常由不鏽鋼製成。外筒與內筒連在一起構成環狀部件，起支承和保護鉛禁止作用，一般也由不鏽鋼製成。頂蓋的主要作用是封閉...
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...
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。...
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江蘇徐圩核能供熱發電廠的全球首個將高溫氣冷堆與壓水堆耦合的核能綜合利用項目。
本書可供從事核反應堆核設計和核燃料管理的工程技術人員參考，也可供作高等院校核能工程系高年級選修課和研究生學位課程教材或教學參考書。目錄 第一章 緒論 1.核電廠的核燃料循環 2.堆內（芯）核燃料管理 3.壓水堆核燃料管理的工作計畫 參考文獻 第二章 核資料庫和多群常數庫 1.核資料庫 2.多群常數庫 3...
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...
1.1.4 田灣核電站主要運行參數 1.2 反應堆結構 1.2.1 反應堆的作用和組成 1.2.2 反應堆壓力容器 1.2.3 堆芯吊籃 1.2.4 堆芯圍板 1.2.5 堆芯 1.2.6 保護管組件 1.2.7 上部組件 1.2.8 保護鋼結構 1.2.9 控制棒驅動機構 1.2.10 堆芯捕集器 1.3 堆芯組成 1.3.1 燃料組件 1.3...
歐洲壓水反應堆是由法國法馬通公司和德國西門子公司聯合開發的漸進型反應堆，與最近建設的核電機組沒有技術斷代，是最新一代的壓水核工業反應堆。壓水反應堆又被稱為第三代核反應堆，是先進的輕水堆，它具有三大優勢：造價和運營成本相對低、安全性能相對高以及產生的放射性物質相對少。著名事故 史上著名的三哩島核...
目前建得最多的是池式鈉冷快堆電廠(見圖2)。現以俄羅斯的БH-600核電廠為例，對此類電廠作一概述。反應堆本體 БН- 600核電廠的反應堆本體包括堆芯、各種組件、堆內構件、頂蓋、主泵、中間熱交換器和主容器等部件。(1)堆芯：由燃料組件和控制組件組成。БН-600堆芯直徑為2.06m，高0.75m，內裝369個...
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...
將含有可燃耗的中子吸收材料(硼、釓等)封裝，製成可燃毒物棒，並用連線板連線，組成可燃毒物組件。近期壓水堆為了提高燃耗深度，延長換料周期，在燃料芯塊中加入Gd₂O₃、Er₂O₃或硼化鋯可燃毒物，使核電廠的經濟性有很大提高。中子源組件 為了縮短反應堆起動時間和確保起動安全，反應堆中採用中子源點火。...
《壓水堆核電廠虛擬仿真技術與實驗》是2021年中國電力出版社出版的圖書。內容簡介 主要內容包括概述，虛擬仿真技術基本理論、虛擬仿真對象建模、虛擬仿真系統的套用領域； 核電站設備建模與仿真概述，模擬機設備、核電站主要系統與設備、熱力系統仿真建模、 基於Simstore的核電站二迴路虛擬仿真平台；核電站啟動過程，從正常...
壓水堆燃料組件清潔度及清洗 《壓水堆燃料組件清潔度及清洗》是2008年3月1日實施的一項行業標準。起草人 童慎修、鐘福波。起草單位 國營八一二廠。
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...
壓水堆破損燃料組件超聲檢查 《壓水堆破損燃料組件超聲檢查》是2013年10月01日實施的一項行業標準。起草單位 核動力運行研究所。起草人 蔡家藩、周禮峰等。
圖中，1-反應堆壓力容器，2-堆芯支承下板，3-流量分配裝置，4-支承柱，5-能量吸收裝置，6-防斷底板，7-渦流抑制板，8-流量分配環板，9-分配底板，10-加強柱，11-凸部，12-小圓孔，13-大圓孔。技術領域 《一種反應堆下部堆內構件》涉及壓水堆核電廠核反應堆設計技術領域，具體涉及一種反應堆下部堆內構件...
按照上述規劃，在2015年我國將基本完成三代壓水堆機組所需標準的制訂工作，標準體系全面覆蓋二代改進型和基本覆蓋三代壓水堆核電廠。凝聚行業共識 按《核電標技委章程（試行）》的表述，核電標技委是在核電專業領域內由專家組成的標準化技術組織，主要對核電行業標準起技術把關和技術諮詢作用。由國家能源局根據科研、...
第五節 內壓容器的壁厚計算 第六節 殼體彎曲理論與邊緣問題 第七節 熱應力概述 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...
(e)反應堆冷卻劑壓力邊界內的各種假設的管道破裂引起的失水事故 (7)來自子系統或部件的放射性物質釋放 (a)廢氣系統故障；(b)放射性廢液系統泄漏或故障(向大氣釋放)；(c)裝盛液體的儲罐破損引起的假設放射性物質釋放；(d)燃料裝卸事故引起的放射後果；(e)乏燃料運輸容器掉落事故 (8)未能緊急停堆的預計瞬態 ...
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》以及能源局《核電關鍵設計軟體自主化課題實驗研究項目》。主持和參與中廣核集團華龍一號和小型堆試驗研究與熱工水力分析工作。長期從事反應堆燃料組件熱工...