《壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構建造規範》是1996年8月1日實施的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構建造規範
- 實施日期：1996-08-01
- 發布日期：1996-04-18
- 標準號：EJ/T 997-1996
- 制修訂：制定
- 批准發布部門：中國核工業總公司
備案信息
備案號：0033-1996
《壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構建造規範》是1996年8月1日實施的一項行業標準。
《壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構建造規範》是1996年8月1日實施的一項行業標準。備案信息備案號：0033-1996...
儘管現有壓水堆的熱工參數尚欠高，但因堆芯結構緊湊、體積小、功率密度高、建造周期較短、安全性好，且已實現了標準化和系列化，故為當前最受重視的堆型。廣泛套用於核電站。安全系統 由於運行中的反應堆存在著潛在風險，在反應堆、核電廠的設計、建造和運行過程中 ，必須堅持和確保全全第一的原則， 核電廠運行...
2008年12月16日上午，第一罐混凝土澆入陽江核電站1號機組工地，這一中國迄今一次核准建設容量最大的核電項目正式開工。陽江核電站由廣東核電集團建設，總投資近700億元人民幣，採用中國自主品牌改進型壓水堆（CPR1000）核電技術，進行標準化、批量化建設。陽江核電站工程建設6台百萬千瓦級核電機組，1、2號機組有效建設...
沸水堆核電站的安全殼尺寸較小，形狀較為複雜，筒壁多為錐殼與圓筒殼的組合結構。為了能承受事故壓力和溫度作用，鋼筋混凝土安全殼必須採用排列很密的粗鋼筋。這種殼的表面雖易開裂，但由於它比較經濟，仍被採用。 反應堆安全殼 預應力混凝土安全殼 60年代中期首先套用於法國的EL4 核電站,其後在美國、加拿大等國迅速...
AP1000 為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統採用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。EP1000 1994年，歐洲用戶集團會同西屋公司及其工業合作夥伴GENESI（一個義大利企業集團，包括ANSALDO和FIAT），啟動了一項名為EPP（歐洲非能動型核電站）...
迄今為止國外某些核電廠已有數起由於管道疲勞裂紋而導致冷卻劑泄漏的事故。安全殼壽期的評定 大多數核電廠的安全殼為預應力混凝土結構，在預應力張拉完成後，絕大多數張拉的鋼索和鋼管之間將灌注凝固性介質予以固定。在施工完成後頭幾年，該種結構的預應力將會有一定程度的應力鬆弛，一般經歷5年將趨於穩定。為此核電廠將...
壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構設計要求 《壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構設計要求》是2010年月11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 張 衛國、苟在文等。
壓水堆核電廠預應力混凝土安全殼建造規範 《壓水堆核電廠預應力混凝土安全殼建造規範》是2015年9月1日實施的一項行業標準。起草人 王黎麗、張衛國、孟劍等。起草單位 中國核電工程有限公司、中國核工業第二二建設有限公司。
《壓水堆核電廠核安全有關的鋼結構施工規範》是2017年7月1日實施的一項行業標準。適用範圍 本標準規定了壓水堆核電廠核安全有關鋼結構的建造要求。本標準適用於壓水堆核電廠中與核安全有關的鋼結構的建造，鋼結構包括主要和次要鋼結構。其它核設施可參照執行。本標準不適用於水池和房間的不鏽鋼襯裡、錨固於混凝土...
壓水堆核電廠核安全有關的鋼結構建造規範 《壓水堆核電廠核安全有關的鋼結構建造規範》是1998年9月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號 ：1948-1998
壓水堆核電廠核安全有關廠房地基基礎設計規範 《壓水堆核電廠核安全有關廠房地基基礎設計規範》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。起草人 張衛國 、張超琦等。
《2×600MW壓水堆核電廠核島系統設計建造規範》是1996年10月1日實施的一項中國國家標準。編制進程 1995年12月8日，《2×600MW壓水堆核電廠核島系統設計建造規範》發布。1996年10月1日，《2×600MW壓水堆核電廠核島系統設計建造規範》實施。起草工作 主要起草單位：核工業第二研究設計院 。
《壓水堆核電廠鋼製安全殼設計建造規範》是2023年7月1日開始實施的一項中國國家標準。編制進程 2022年12月30日，《壓水堆核電廠鋼製安全殼設計建造規範》發布。2023年7月1日，《壓水堆核電廠鋼製安全殼設計建造規範》實施。起草工作 主要起草單位：上海核工程研究設計院有限公司。主要起草人：葛鴻輝、陳來雲、柳...
壓水堆核電廠核安全有關的鋼結構設計要求 《壓水堆核電廠核安全有關的鋼結構設計要求》是2010年10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 阮給安、楊建華等。
按照西屋公司的預期，2016年美國會開始建造AP1000型核電站，這將會是美國自上世紀70年代以來首次恢復核電站的建設。設計規範 AP1000為單堆布置兩環路機組，電功率1250MWe，設計壽命60年，主要安全系統採用非能動設計，布置在安全殼內，安全殼為雙層結構，外層為預應力混凝土，內層為鋼板結構。AP1000主要的設計特點包括：...
在核電站中，硼稀釋事故作為 RCC-P(法國壓水堆核島設計及建造規範)的二類事故，是中等頻率事故。事故發生的原因有：（1）操縱員人為錯誤地向一迴路注水；（2）化學和容積控制系統或硼水補給系統故障導致向一迴路注水；（3）蒸汽發生器二次側水或設備冷卻水系統的水通過破損管道進入一迴路；（4）輕水或低硼水進入...