《核電站反應堆安全殼結構系統全壽期檢測評估關鍵技術》,是依託於中冶建築研究總院有限公司,由林松濤等人完成的科研項目。
基本介紹
- 中文名:核電站反應堆安全殼結構系統全壽期檢測評估關鍵技術
- 完成人:林松濤等
- 獲獎情況:國家技術發明獎二等獎
- 依託單位:中冶建築研究總院有限公司
《核電站反應堆安全殼結構系統全壽期檢測評估關鍵技術》,是依託於中冶建築研究總院有限公司,由林松濤等人完成的科研項目。
《核電站反應堆安全殼結構系統全壽期檢測評估關鍵技術》,是依託於中冶建築研究總院有限公司,由林松濤等人完成的科研項目。參與情況主要完成人:林松濤(中冶建築研究總院有限公司),蔣堅毅(中冶建築研究總院有限公司),王永煥(中冶...
核蒸汽供應系統供貨商依據熱工水力瞬態分析和結構力學分析在設計檔案中給出了反應堆冷卻劑系統的部件在電廠壽期內承受各種典型瞬態的限值。核電廠將按供貨商推薦的典型瞬態說明檔案,從調試開始即建立瞬態統計制度和方法。瞬態統計結果由核電廠技術支持部門作初步整理分析,並定期公布,促使電廠有關人員努力避免那些不該...
核電站反應堆發生事故時會大量釋放放射性物質,安全殼作為最後一道核安全屏障,能防止放射性物質擴散污染周圍環境。同時,也常兼作反應堆廠房的圍護結構,保護反應堆設備系統免受外界的不利影響,它是一種體態龐大的特種容器結構。分類 安全殼按結構分為單層和雙層殼。雙層殼的內層稱為主安全殼,主要承受事故壓力,...
當反應堆發生失水事故時,釋放出來的大量放射性和高溫高壓汽水混合物可被它包容和隔離,以防止對核電廠周圍居民產生危害。因此,安全殼性能試驗的目的就是模擬在LOCA事故下,監測安全殼的強度和密封性能否保持結構的完整性,以保證實現安全殼的功能。安全殼是核電廠防止放射性物質外逸的第三道實體屏障。在運行技術規格...
核電廠在調試階段及壽期內還要定期地模擬事故狀態作貫穿件局部泄漏率試驗和安全殼整體泄漏率試驗和強度試驗,以證明安全殼泄漏率和整體結構的可接受性。對安全殼完整性監督,中國核安全法規HAF00200《核電廠設計安全規定》和安全導則HAF0212《核反應堆安全殼系統的設計》有原則性的規定,各核電廠要遵循上述規定和導則,...
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:(1)主迴路系統和設備設計採用成熟電站設計 AP1000堆芯採用西屋的加長型堆芯設計,這種堆芯設計已在比利時的Doel 4號機組...
該型號採用單堆布置、雙層安全殼、三個安全系列、157組燃料組件,自主產權數位化儀控系統(DCS)的和睦系統,能動與非能動結合,具有先進、經濟、成熟、可靠的三代核電技術特點。2012年11月,中國核能行業協會組織安審中心、中核、國核技、中電投、中廣核、有關高校、電規院等國內專家對ACPR1000+進行審查。與會專家一致...
還涉及一種核電站,採用上述基於177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統;其機組功率1000~1400兆瓦電力,平均可利用率大於等於90%,最大地面加速度為0.3克,安全殼為雙層鋼製結構以抗大型商業飛機撞擊。該發明具有緩解與預防嚴重事故功能,堆芯測量儀表自上而下穿入反應堆壓力容器,擁有結合了能動余非能動方式...
系統介紹 1. 壓水堆核電站主迴路系統 壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開,它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為:主泵將高壓冷卻劑送入反應堆,一般冷卻劑保持在120~160個大氣壓。在高壓情況下,冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆,並進入蒸汽發生...