《AP1000核電廠系統與設備》是原子能出版社出版的圖書,作者是顧軍 等
基本介紹
- ISBN:9787502248291
- 作者:顧軍 等
- 出版社:原子能出版社
- 出版時間:2010年4月1日
- 定價:175.00
- 裝幀:平裝
《AP1000核電廠系統與設備》是原子能出版社出版的圖書,作者是顧軍 等
《AP1000核電廠系統與設備》是原子能出版社出版的圖書,作者是顧軍 等內容簡介本書作為三門核電AP1000基礎知識和工藝系統培訓的第一套正規教材,於2008年6月開始編撰,7月整理成冊,2009年7月第一次升版。教材主...
AP1000主要安全系統,如餘熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等,均採用非能動設計,系統簡單,不依賴交流電源,無需能動設備即可長期保持核電站安全,非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內,避免放射性釋放。在AP1000設計中,運用PRA分析找出設計中的...
《非能動安全先進核電廠AP1000》是2008年原子能出版社出版的圖書,作者是林誠格。內容簡介 《非能動安全先進核電廠AP1000》闡述了非能動安全先進核電廠AP1000的主要系統及設備。首先對核電發展的歷史和現狀進行了簡單的敘述,然後對AP1000核電廠的總體情況進行了介紹,並詳細地介紹了AP1000核電廠的本體結構、反應堆...
《AP1000核電廠核島系統初級運行》是2011年由中國原子能出版傳媒有限公司出版的圖書,作者是繆亞民。內容簡介 《AP1000核電廠核島系統初級運行》根據AP1000相關技術檔案並參考《AP1000核電廠系統與設備》編寫而成,主要介紹了一迴路及其輔助系統、專設安全設施、加熱系統、通風系統及空調系統和放射性廢物處理系統,詳細介紹...
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...
《AP1000核電廠電氣系統初級運行》由繆亞民主編,全書主要介紹了廠內外電源系統、主發電系統和電氣其他系統,最後並闡述了主泵變頻器和廠用電切換等專題。本書主要依據APl000相關技術檔案並參考《APl000核電廠系統與設備》編寫而成。本書圖文並茂,覆蓋面廣,文字通俗易懂,是一套適用性、針對性較強的技術培訓讀本。...
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其他系統 55 三、基於PRA分析結果的設計改進 57 四、核電廠布置 58 第...
《AP1000核電廠常規島系統初級運行》是2011年中國原子能出版傳媒有限公司出版的圖書,作者是繆亞民。內容簡介 《AP1000核電廠常規島系統初級運行》主要介紹了二迴路水汽循環、汽輪發電機輔助系統和常規島輔助系統。書中主要依據AP1000相關技術檔案並參考《AP1000核電廠系統與設備》編寫而成。《AP1000核電廠常規島系統初級...
第三篇 AP1000核電廠系統和設備 第十章 核安全部件與設備的安全要求 第十一章 AP1000反應堆冷卻劑系統 中冊 第十二章 AP1000的非能動堆芯冷卻系統 第十三章 AP1000的安全殼和安全殼系統 第十四章 AP1000核電廠輔助系統 第十五章 蒸汽動力轉換系統 第十六章 電氣系統 第十七章 儀表控制系統 第十八章 AP1000...
本實驗配合核工程與核技術、核安全工程、輻射防護與環境保護等專業的《核電廠系統與設備》、《壓水堆核電廠運行》、《反應堆安全分析》等理論課程,結合計算機技術、網路信息技術及虛擬仿真技術等現代教育手段,對AP1000核電廠核蒸汽供應系統運行原理,蒸汽發生器傳熱管破裂事故起因、事故進程、專設安全設施的投入和回響...
5.5系統基礎操作介紹 5.5.1基本操作 5.5.2基本流程 5.6信息服務 複習思考題 第六章系統資源模組(SRM)6.1簡介 6.2基礎數據 6.2.1培訓類別 6.2.2參加人員分類 6.2.3培訓地點 6.2.4培訓方式 6.2.5考核方式 6.2.6考場 6.3培訓教室及設備 6.3.1概覽一培訓教室 6.3.2培訓教室及設備 6.4...
因此,該書要作為系統介紹AP1000設備技術經驗的書籍還有一定的距離;但為我們消化、掌握本項目的諸如設備採購模式、設備的安全、抗震、規範和質保分級,設備的質量與進度管理,關鍵設備製造的技術特點,以及第三代核電設備的國產化等方面的情況,加快新建電站設備相關人員對AP1000設備技術的消化、吸收,並對加速AP1000人才...
《核電廠系統及設備(第二版)》是2010年清華大學出版社出版的圖書,作者是臧希年。內容簡介 本書主要闡述壓水堆核電廠的基本原理。鑒於我國已確定發展壓水堆核電技術,本書以我國已運行的1000MW級電功率的壓水堆核電廠為背景,對壓水堆核電廠總體及主要系統設備進行了論述。全書共分10章。第1章緒論,介紹世界...
抗事故能力:所有工況下都具有負的功率反應性係數、採用最好的材料及水質、改進的人機界面系統、採用成熟的診斷監測技術、須留給操縱員足夠的時間(30分鐘或更長時間)來防止設備的損壞及防止導致較長停堆的電廠工況等。防止堆芯損壞:防止堆芯損壞的專設安全系統應滿足執照設計基準要求及安全裕量基準、堆芯損壞頻率...
三門核電站一期工程總投資400多億元,首台機組計畫將於2013年建成。三門核電站所採用的AP1000核電機組,屬於第三代壓水堆技術。這種技術可以較大幅度地簡化系統,減少設備數量,提高核電站的安全性和經濟性。三門核電工程是中國第三代核電自主化信託項目,也是當時中美能源合作建設的最大項目。全球普遍採用的是第二代...
(1)壓水堆核電廠:以壓水堆為熱源的核電廠。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電廠核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體,一迴路系統,以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設定的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二迴路等系統,其形式與...
第6章 組織與管理 第7章 核電項目投資與經濟分析 第8章 核電前期工作應關注的問題 第9章 中國核電機組概況 附錄1 核電前期工作應遵循的法律、法規清單 附錄2 中國電力投資集團公司核電前期工作規章制度清單 附錄3 核電前期成果利用系統簡介 附錄4 AP1000核電廠基本系統名稱 附錄5 核電前期工作參考檔案彙編 後記
2022年4月15日18時18分,“華龍一號”漳州核電1號機組常規島兩台主行車載荷試驗順利完成,標誌著常規島施工將由土建階段全面轉入安裝階段,為後續常規島主廠房的汽輪機、發電機、凝汽器、汽水分離再熱器等設備引入創造了先決條件。2022年6月,“華龍一號”電機組建設再次提速,福建漳州核電2號機組12台換熱器全部吊裝...
《核電廠隔震結構核島-設備-管線的地震回響耦合及控制》是依託上海大學,由劉文光擔任項目負責人的面上項目。中文摘要 核能是人類社會的重要能源之一,發展核能也是我國能源建設的一項重要政策。特大地震或突發斷層地震下如何確保核電廠結構及核島內設備的安全性是當前亟待解決的重大課題。本項目旨在將傳統核電廠抗震結構...
三代核電所擁有的非能動系統,就是能夠在出現緊急狀況時不用人工操作實現系統安全停堆,這個水箱將會在事故狀態下自動噴淋降溫控制事態擴大。2014年9月12日,2號機組反應堆壓力容器順利吊裝就位。反應堆壓力容器是壓水堆核電廠的核心設備,是保護核反應堆堆芯並承受運行壓力的封閉容器,也是包容放射性物質不外泄的最...
大型濾水設備國際化 海水過濾及陰極保護系統是核電站安全穩定運行的第一道屏障。中能裝備旗下的瀋陽電力機械總廠自2005年以來,經過不懈的努力和多次的改進,該產品各項性能已達到國際領先水平。該廠研製的海水過濾及陰極保護系統大型濾水設備鼓形濾網設計直徑範圍為12-22米,寬度為1.8-7米,主幅條為整體冷壓成型...
AP1000是世界現有最安全、最先進的"第三代"核電技術,主要安全系統均採用簡化的非能動設計,並大量採用模組化製造和施工技術,簡化了電廠系統和設備以及電廠的運行管理,提升了電廠的安全性,縮短了建造周期。隨著我國AP1000自主化依託項目(浙江三門、山東海陽核電)的實施,根據國家政策導向,石島灣核電廠壓水堆擴建...
反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能,再用處於高壓下的水把熱能帶出,在蒸汽發生器內產生蒸汽,蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉,電就源源不斷地產生出來,AP1000最大的特點就是設計簡練,易於操作,而且充分利用了諸多“非能動的安全體系”,進一步提高了核電站的安全性,同時也能顯著降低核電機組建設以及...
1987年開工的我國第一座百萬千瓦級大型商用核電站———大亞灣核電站,開啟了中國對國際二代核電技術引進的大門。大亞灣核電站以“交鑰匙”的形式,由法方承擔所有核電設計與設備供貨,國產化率僅有1%。經過20年發展,福清核電站的項目綜合國產化率已達到75%,創下國核心電發展的多項第一。據介紹,福清核電站除採用...
《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...
而一個成年人拍一次胸片的輻射劑量為0.4mSv,二台AP1000核電機組的輻射影響僅占0.4mSv的3.25%。4. 輻射影響的污染防治措施 河南南陽核電廠除了選擇固有安全性能良好的壓水堆型核電機組外,還將嚴格按照同時設計、同時建設、同時投產的“三同時”原則,配置完善、有效的專設安全系統和三廢治理系統,以保證滿足核電...
為實現安全目標,核電站設定了堆芯剩餘熱量排出系統,實現方式有兩種:傳統M310堆型的能動方式,和西屋AP1000為代表的非能動方式。非能動是指設備或系統只依賴重力、密度、自然循環等與自然現象相關的方式驅動,而無需引入其他動力裝置,可以大大降低因動力機械故障造成的設備失效機率,提高了安全系統的可靠性,而...
AP1000主要安全系統,如餘熱排出系統、安注系統、安全殼冷卻系統等,均採用非能動設計,系統簡單,不依賴交流電源,無需能動設備即可長期保持核電站安全,非能動式冷卻顯著提高安全殼的可靠性。安全裕度大。針對嚴重事故的設計可將損壞的堆芯保持在壓力容器內,避免放射性釋放。在AP1000設計中,運用PRA分析找出設計中的...
AP1000堆芯設計的燃料循環長度範圍比較大,短的6個月,長的可以達到24個月。選擇最佳燃料循環長度是一個複雜的最佳化過程,需要考慮多方面的因素,包括:電網的季節性需求,發電設備的可用性,電網的傳輸能力,運行和維護的成本構成,換料停堆對發電和停電的影響,以及對容量因子的影響。一般來說較長的燃料循環長度,...
AP1000型壓水堆核電廠的CV安全殼是反應堆廠房的內層禁止結構,是安全殼容器式反應堆廠房的一道重要安全螢幕障,也是非能動安全系統中的重要設備之一。整個安全殼容器由中間圓柱形筒體及上、下兩個橢圓形封頭組成。主要受壓元件材料為ASME SA738Gr.B,筒體壁厚為44-48毫米,外形尺寸為39624(直徑)×65634(高)毫米...