《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。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠核供汽系統與汽輪機廠房接口設計準則
- 標準號：NB/T 20189-2012
- 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
中國核電工程有限公司。
起草人
趙嘉明、李嫦月等。
《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。
《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。...
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。主要起草人：吳永重、葉曉麗、徐國飛、馬娟、陳城臻、王宏傑、王付軍、李昭清、張蕊、趙丹...
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壓水堆核電廠安全殼氫氣控制系統設計準則 《壓水堆核電廠安全殼氫氣控制系統設計準則》是2012年4月6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 史海富 、袁霞等。
非能動壓水堆核電廠設備冷卻水系統設計準則 《非能動壓水堆核電廠設備冷卻水系統設計準則》是2014年11月1日實施的一項行業標準。起草單位 中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院等。起草人 姚鴻帥、丁亮。
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《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)》是以中國具有完整自主智慧財產權的“華龍一號”示範工程 (福建福清核電廠5、6號機組)成果為基礎，重點介紹了“華龍一號”的研發歷程、安全理論、系統設計、廠房結構與布置、運行調試、安全分析及評價...
2.2.2 自持鏈式核裂變反應及其臨界條件 2.2.3 反應堆內中子通量分布與熱功率分布 2.3 反應堆核燃料的燃耗 2.4 核反應堆的熱工基礎 2.4.1 燃料元件的傳熱過程 2.4.2 反應堆內的臨界熱負荷 2.4.3 反應堆內的熱量傳輸 2.4.4 核反應堆熱工設計準則 第3章 壓水堆核電廠 3.1 一迴路系統概述 3.2...
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...
四、核輔助系統 45 五、蒸汽動力轉換系統 47 六、儀表和控制系統 47 七、電氣系統 49 第四節 AP1000核電廠的總體布置 50 一、廠房布置與結構的主要特點 50 二、核島廠房 51 三、汽輪機廠房 52 第五節 AP1000相對於AP600的設計進 52 一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 52 二、非能動安全系統與若干...
本書闡述了核電廠用的壓力容器、葉輪泵、功率控制機械、環形起重機、核燃料裝卸機械、工藝運輸機械、蒸汽發生器、穩壓器、汽輪機、凝汽器、加熱器和除氧器等機械設備的結構、性能、工作原理、設計準則和計算方法等內容。內容簡介 《核電廠機械設備及其設計》的特點是專門化與通用性兼顧，理論與工程緊密結合，突出機械...
三、AP1000的安全概念與專設安全系統 四、核輔助系統 五、蒸汽動力轉換系統 六、儀表和控制系統 七、電氣系統 第四節 AP1000核電廠的總體布置 一、廠房布置與結構的主要特點 二、核島廠房 三、汽輪機廠房 第五節 AP1000相對於AP600的設計改進 一、反應堆冷卻劑系統及若干主要設備 二、非能動安全系統與若干其他...
第5章核反應堆設計和安全的基本要求 5.1核電廠系統簡介 5.1.1輕水堆核電廠系統 5.1.2重水堆核電廠系統 5.1.3快中子增殖堆核電廠系統 5.1.4高溫氣冷堆核電廠系統 5.2核反應堆設計概述 5.2.1核反應堆設計內容 5.2.2堆芯設計準則 5.3核反應堆結構設計概要 5.3.1概況 5.3.2ASME-Ⅲ結構設計方法...
2016年6月24日，台山1號機組安全殼打壓試驗完成，結果符合設計準則；2016年11月5日，台山1號機組進入熱試前期階段。2016年1月27日23時30分，台山核電1號機組冷試成功結束，並由此成為世界首台完成冷試的EPR核電機組。在全球三代核電方案的建設進程中，台山核電能夠率先實現冷試里程碑，主要得益於中國核電站近30年...
《核電廠通用機械設備概述》以壓水堆核電廠建設、運行、管理為目標，側重介紹了核電廠核島工藝（一迴路）系統、常規島工藝（二迴路）系統及其各輔助系統中大量使用的各類通用機械設備，如各類閥門、泵與風機、換熱設備、核承壓容器等設備的基礎理論，基本原理、基本結構、性能和運行中的基本問題；也對核電廠專用葉輪泵...
4.6核電廠輻射禁止 4.6.1一次禁止 4.6.2二次禁止 4.6.3輔助系統禁止 4.6.4工藝運輸禁止 4.7γ射線禁止計算 4.7.1窄束輻射的衰減 4.7.2寬束輻射的衰減 4.7.3各向同性點源 4.7.4用點核積分法作非點源禁止計算 4.7.5有自吸收的分布源 4.8中子禁止計算 4.9反應堆禁止設計 4.9.1禁止材料...
《艦船核動力系統控制原理》以船用壓水堆核動力系統為主要對象，兼顧電站核動力系統，在核反應堆及其動力裝置主要設備的傳遞函式、動態特性和穩定性分析的基礎上，全面介紹了核反應堆功率控制、安全保護控制，以及核動力裝置一、二迴路主要工藝系統與設備過程控制的原理、方法、構成和實現途徑。最後，以第三代核電機組為...
一、壓水堆 二、重水堆 三、高溫氣冷堆 四、鈉冷快中子堆 五、聚變－裂變混合堆 第四節 本書的內容和範圍 參考文獻 第二章 核反應堆設計概論 第一節 引言 第二節 堆芯設計綜述 一、堆芯物理設計 二、堆芯熱工水力設計 三、堆芯結構設計 四、安全評價與經濟分析 第三節 堆芯設計準則 一、堆芯物理設計...
壓水堆核電廠專設安全設施設計準則 《壓水堆核電廠專設安全設施設計準則》是2013年10月1日實施的一項行業標準。起草人 任雲、隋海明等。起草單位 中國核動力研究設計院。
附錄F壓水堆核電站安全殼過濾排放系統設計準則（140）參考文獻（141） 作者簡介 楊軍，華中科技大學教授、博士生導師，核工程與核技術系主任，能源與動力工程學院院長助理。 先後從事先進反應堆熱工水力與安全分析,熱工系統程式驗證開發，先進沸水堆設計，小型堆臨界熱通量分析，安全殼過濾排放系統設計等方面的研究。在...
1 壓水堆核電廠的組成部分 1.1 核能發電基本原理 1.2 壓水堆核電廠系統構成 1.3 廠房布置 2 中國內地壓水堆核電廠發展概況 2.1 秦山核電廠 2.2 秦山第二核電廠 2.3 大亞灣核電廠 2.4 嶺澳核電廠 2.5 田灣核電廠 2.6 秦山二期擴建工程 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...
在清華大學主講的課程:《反應堆熱工水力學》、《核電廠系統與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數值計算》等課程。主要承擔的科研工作:國家973計畫超臨界水冷堆關鍵科學問題研究,大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻系統研究,釷基燃料先進堆開發,核動力裝置最佳化設計等。 [1] 圖書目錄 播報 編輯 第1章緒論...