《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。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電廠燃料組件包裝、運輸、貯存和裝卸規定
- 標準號：EJ/T 817-1994
- 發布日期：1994-07-18
- 實施日期：1994-12-01
- 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：0077-1994
《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。
《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：0077-19941...
《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...
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 核動力廠系列 2.3.3 ...
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燃料儲存池都設在安全殼內。主要設計要求 ①乏燃料組件的裝卸操作需在水下進行，乏燃料儲存池、...
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...
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...
《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...
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...
(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...
《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...
《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...
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...
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 ...
1.1.4 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...
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...
核反應堆、主泵、穩壓器、蒸汽發生器、安全殼、汽輪發電機、危急冷卻系統、燃料組件、水處理設備、自動化控制系統。投資者簡介 海南核電有限公司是海南核電項目業主單位，由中國核工業集團公司（股比51%）、中國華能集團（股比49%）共同出資組建，將全面負責核電項目的建造、調試、運營和安全管理。昌江核電二期工程位於...
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...
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....
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...
它的燃料反應性溫度係數為負值，但石墨反應性溫度係數為正值，空泡反應性係數也為正值，在滿功率下它的淨效應是負的，但在20%功率以下運行時它的淨效應是正的，從而使運行不穩定。也就是說，在低功率下發生功率升高的擾動時，會導致反應性增加，從而使功率進一步提高，這是很危險的。石墨水冷堆核電廠的其他主要...
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 第三節 步進磁力提升式控制棒驅動機構描述 第四節 電磁機械手的...
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 ...
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...
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，...