秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

中国核电的安全与发展

<正>福岛核事故没有改变核电发展的总趋势2011年3月11日13时46分,日本本州岛附近海域发生里氏9.0级特大地震,并引发高达14米的特大海啸,致使日本福岛第一核电站应急柴油发电机不能启动,导致全厂断电,堆芯失去冷却,燃料元件熔化,从而造成大     

后福岛时期我国核电的发展

"福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,并通过审查测试得出了目前的核电站是安全的结论。其次,论述了福岛事故后我国对核电站的安全检查以及核电设计中采取的相关安全措施,表明我国核电站的安全性是有保障的。然后,阐述了引进的三代核电AP1000及EPR技术的特点;自主开发的三代核电技术在技术性能和安全水准上与国际先进水平相当。最后,分析了内陆地区核电建设的必要性和可行性,建议积极推进内陆核电站建设。     

秦山二期核电站的自主创新

论述了秦山二期核电工程主要的自主创新内容,包括新的堆芯设计,为此进行的试验研究和计算分析,以及为新堆所作的流致振动试验、分析和堆上实测;针对二环路的安全系统的改进及相应的安全分析,以提高其安全冗余度;根据二环路的特点对核电站的参数及其配套的设备设计进行了优化,使得核电站的出力达到最大;主厂房和常规岛厂房根据二环路及厂址的特点进行了创新.自主研制了控制棒驱动机构和装卸料机,其性能超出了设计指标;采取多种方法式使大部分主设备实施国产化.在土建安装上实施了穹顶整体吊装.在调试方面实施了汽轮发电机组的非核蒸汽冲转,以及利用应急柴油发电机对500 kV电器设备进行升压试验等.在运行上不断进行优化和改进,保持机组运行业绩良好.     

发展核电突破环境制约,助力“美丽中国”

<正>目前,我国能源供需失衡,煤电给生态环境带来较大压力,而且运输成本高。核电不排放二氧化碳、二氧化硫等污染物,而且是高负荷因子、大功率密集型的能源,相对于煤电具有较强的经济竞争力和替代能力。同时,核燃料运输量很少,一座百万千瓦级的火电站每年需要运输300多万吨煤,而同样规模的核电站每年只需运输30多吨核燃料。所以发展核电也可以解决能源的运输问题。核能将成为我国未来可持续能源体系中的重要支柱     

中国核电发展战略研究

中国能源资源品种丰富,人均占有量较少;能源资源结构不尽合理;能源资源分布与生产力布局不平衡。核电作为清洁能源,其基本特性决定了在应对能源挑战中有能力发挥无可替代的重要作用,我国在现阶段发展核电是调整能源布局的有效途径。中国核电已形成规模化批量化发展格局。二代改进型压水堆核电站随着技术的发展和运行经验的反馈．逐步引入新的成熟技术,使核电站的安全性得到进一步的提高。更应积极消化吸收第三代核电技术,使其安全目标更高、技术更先进。加快开发快中子增殖堆核电站、构建核燃料循环体系．可以将铀资源的利用率由普通的热堆的不足1％。提高到60％～70％,从而有效防止铀资源枯竭的威胁。     

提升核电仪控技术水平,助力核电产业长足发展

2017年5月24日至26日,第四届中国(国际)核电仪控技术大会(以下简称"大会")在京召开。大会以"创新、引领、和睦、发展"为主题,就核电仪控方面的技术与发展问题进行深入探讨。结合叶奇蓁院士在大会的致辞,对我国核电仪控领域取得的成绩、存在的不足进行了分析,希望能供广大读者参考与借鉴。     

未来我国核能技术发展的主要方向和重点

本文概述了我国核电发展的现状,自主开发的三代核电的安全性,以及进一步提高核电安全性的技术发展方向:诸如耐事故燃料,人工智能在核电的应用等。文章还论述了模块化多用途小型堆,以及低温核供热堆开发的必要性及其所面临的挑战。     

坚持自主创新 推进核电可持续发展

由于温室气体的排放,全球气候受到了很大影响;石油价格的飙升,再次敲响了化石能源匮乏的警钟,因而核电的开发在世界各国重新引起了广泛的关注。自从中央提出积极发展核电的方针以来,我国的核电发展形势大好。但真正要做到核电的可持续发展,除了安全有保障、不对环境产生影响外,还必须立足自主,也就是说设计、建造、     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.