核电技术

〈世界小型核电反应堆现状及发展概况〉(刘志铭丁亮波)《国际电力》2005.№6小型反应堆按技术路线的不同大致可分为轻水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快中子反应堆和熔盐反应堆四大类。文章描述了目前核电反应堆容量的状况,分析了小型化反应堆的现状和发展趋势,简要叙述了大型反应堆与小型反应堆的用途区别,并阐述了小型反应堆所具有的某些优势,及多个国家正在开发的小型核电反应堆的特点和状况。〈现阶段我国核电发展的堆型选择〉(顾军扬石文报)《中国电力》2006.№1针对当前我国加快核电发展形势下核电堆型选择的问题,分析核电面临的形势、世界上可选核电堆型的主要技术特点和未来核电技术发展趋势,提出建议:应运用市场化运作方式,选择并引进一种GW级先进型压水堆作为我国核电发展的主力堆型是现阶段堆型选择的首选方案,当务之急是做好自主化依托项目和引进技术的谈判工作;同步推动我国第2代改进型压水堆的设计并启动小批量建设是必要的选择;在引进与消化吸收的基础上,走技术改进和再创新之路,尽快达到世界先进水平才是最终目标。〈文件编码系统在江苏田湾核电站设计工作的应用〉(康慧)《电力勘测设计》2005.№6在核电厂建设期间,将产生大量的各种类型的文件...     

压水堆定位格架UG实体造型研究

<正>压水堆是一种首先应用于研究的核动力堆,由于其设计紧凑,安全性较好,世界各国核电站大都采用这种反应堆型。1983年,我国政府正式确定采用这种堆型作为起步和发展我国核电事业。定位格架(简称格架)是压水堆燃料组件的关键部件之一,主要起定位和固定支撑的作用,对燃料组件     

核动力堆型的发展趋向

在我国以引进90万千瓦压水堆做为发展核电起步的技术政策讨论中,有的讲“重水堆适合国情”,有的说“沸水堆较为优越”,还有的主张“高温气冷准更符合潮流”。百家争鸣,气象万千。为了进一步深入这种有益的讨论,现就核动力堆型的发展趋向做一个简要叙述,也许不无裨益。核动力堆型根据核裂变链式反映时中子能量高低,分热中子堆和快中子堆两大类。按照反应堆元件如燃料、慢化剂、冷却剂的不同,又形成好多类别。特别是经过核电技术发展的各个阶段,出现了许多堆型和堆型概念。这里讨论的是那些设计完善、成批生产和有发展前途的堆型。世界上各种核动力堆型发展情况见附表。现在分商用堆和试验堆两类列举如下:     

中国改进型压水堆核电站CPR1000简介

本文简要介绍了中国改进型压水堆核电站CPR1000的技术基础、设计理念和先进技术,说明了它是安全、可靠、成熟、经济、适用我国核电小批量化建设的主力堆型,并可实现与第三代堆型的最佳结合。     

核电告别阴影 加速助跑

尽管我国核电发展的起步较晚,但俗话说“后来者居上”,如今我国核电的发展技术已经处于世界的前沿。在二代核电站的基础上,我国开发了CAP1400三代核电站,国家核电技术公司委员会孙光第表示,CAP1400是目前世界上功率最大的先进的非能动压水堆核电站。CAP14002代核电技术是一项成熟的技术,并被列入国家的重大专项中,其第一座示范堆已经开工在建。     

先进压水堆及高温气冷堆核电站列入科技专项

日前,国务院发布了《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006～2020年)》,确定了未来15年力争取得突破的16个重大科技专项,“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”名列其中。重大科技专项是为了实现国家目标,通过核心技术突破和资源集成,在一定时限内完成的重大战略产品、关键共性技术或重大工程,是一个国家科技发展的重中之重。作为国家重大科技专项之一,大型先进压水堆及高温气冷堆核电站示范工程将着眼于国际核电发展的最新趋势,根据我国能源领域技术可持续发展的实际需求,瞄准国际先进水平,开展大型先进压水堆和高温气冷堆的研究开发和示范电站工程建设工作,全面提升我国核电综合技术水平和自主创新能力,使我国核电技术与国际先进技术水平接轨。其中,大型先进压水堆核电站示范工程项将立足于自主开发,结合消化、吸收国际第三代核电技术,掌握国际核电先进技术,研究开发出中国品牌的第三代大型先进压水堆核电站,建立完善的核电综合设计研究开发平台,培养出一支高素质的核电科技人才队伍,具备自主创新能力;并通过示范工程的实施,为中国品牌的大型先进压水堆核电站的标准化、批量化建设奠定坚实的基础。高温气冷堆核电站示范工程项则是以建设一座电功率为20万kW级...     

国内外核电现状和发展趋势

目前世界上核能发电占世界总发电量的16％,其中大部分是压水堆型核电机组。在建的核电机组共47台,大多数在亚洲。在2010～2015年内,亚洲远东地区可望建造40～50台新的核电机组,规模要达到1000MW级或以上,将进一步提高核电的经济性。我国目前核电装机总量为690万kW,只占全国发电装机容量的1．63％;现在建的核电装机容量为530万kW,堆型以压水堆为主。     

核电站与环境

阐述了核电站的选址原则和我国选择压水堆堆型为核电的发展方向,并将核电站与燃煤电厂排放的污染物对环境的影响进行了比较,结果是核电站排放的污染物对环境的影响要比相同规模的燃煤电厂约小二个量级。     

秦山一期和秦山一期水化学控制参数的比较

包括秦山一期和秦山三期在内,近年来我国建造了一批核电站。要保证核电站安全高效地运行,必须对核电站各系统进行严格的水化学控制。本文选择我国自行设计的秦山一期压水堆核电站和从加拿大引进的秦山三期重水堆核电站。比较了两者的水化学控制参数。并根据两者堆型的不同,从减少腐蚀、降低放射性水平以及控制反应性等方面分析了它们的化学控制参数。     

核电站与环境

阐述了核电站的选址原则和我国选择压水堆堆型为核电的发展方向，并将核电站与燃煤电厂排放的污染物对环境的影响进行了比较，结果是核电站排放的污染物对环境的影响要比相同规模的燃煤电厂约小二个量级。     

Type Selection for Present Nuclear Power Development in China

Introduction The strategy of China nuclear power development has transformed from “appropriately developing”to “actively pro- moting.”The nuclear power installed capacity is planned to reach 40 GW, accounts for 4% of the nation’s total in 2020, which     

The results of the development of technology for using sodium as coolant for fast-neutron reactors

The main results obtained from research activities on the technology of sodium coolant as applied to nuclear power installations built around fast-neutron reactors are briefly described. Abnormal situations involving considerable contamination of sodium coolant that were observed in fast-neutron reactors are considered. Further investigations in this field are aimed at extending the service life of the BN-600 nuclear power installation and developing advanced nuclear power plants on the basis of fast-neutron reactors with increased parameters. Problems that have to be urgently solved for further development of the sodium usage technology are formulated.     

探讨大型压水堆核电机组参与电网中间负荷调峰

针对未来我国大型核电装机比重在区域电网日益增长的趋势,介绍了我国与国外大容量压水堆核电机组参与电网调峰的现状,分析了它们参与中间负荷调峰的必要性;通过分析商用压水堆设计特性、核汽轮机工作特性指出了机组进行日中间负荷调峰的可行性,推荐了日负荷跟踪出力曲线;指出压水堆在局部功率峰、慢速调节硼酸浓度、氙钐等毒物的瞬态、堆芯寿期末的碘坑、燃料芯块与包壳的相互作用等方面,制约着机组调峰的安全性和灵活性,在此基础上深入探讨机组适应日负荷跟踪调峰运行需具备的技术条件;以大亚湾M310型机组为例,通过分析其负荷变动时稳态和瞬态下主系统和设备的工况变化,指出调峰运行对电站核安全、可靠性的负面影响有限,对经济性的降低较明显;以第三代先进压水堆为例,提出了机组适应调峰运行需努力的技术方向。     

全面造价管理及其在AP1000核电站工程建设中的应用

对我国大型先进压水堆工程建设的基本背景以及工程开展中的造价管理问题进行了系统分析。研究了进一步提高AP1000核电站工程建设造价管理水平的重要性。结合全面造价管理理论的内容体系,以及我国AP1000核电站工程建设的实际情况,对在我国大型先进压水堆核电站工程建设中开展全面造价管理研究进行了分析。     

压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估

介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级,对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述。主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂和金属疲劳。介绍国外压水堆核电厂关键金属部件老化和寿命评估的基础研究及新进展,并结合我国国情提出了核电厂老化和寿命评估研究的建议：应重视材料在压水堆运行环境下的老化机理研究,同时应开展大尺寸试验,发展寿命评估技术。     

世界核能发电的现状及未来堆型的开发

自美国的三里岛及前苏联切尔诺贝利核电站事故之后,世界核能发展先进国家的核电发展计划处于停滞不前的状态,迄今也未出现明显复苏的迹象,而在经济快速增长的发展中国家,为了满足经济发展对电力的需求,出现了发展核电的强劲增长势头。面对这种趋势,以美国为首的核电发达国家,提出了第四代堆概念,以满足未来世界对能源的需求。本文介绍了世界核电发展的现状及第四代堆的概念与发展目标。     

从世界核电站发展趋势看我国核电发展现状

为了揭示我国核电的发展现状以及未来的发展趋势,介绍了世界核电站发展的4个阶段,分析了福岛核事故发生的原因,描述了沸水堆反应堆和压水反应堆的构造以及工作原理、非能动压水堆反应堆Advanced Passive(AP)1000和第3代欧洲压水堆反应堆Europe Pressure Reactor(EPR)的技术特点等。阐述了我国核电装备企业将面临全球核电站更新换代需求和核电站安全管理将备受重视的观点。     

中国压水堆核电厂调试标准体系研究

目前中国压水堆核电厂调试标准体系框架已形成,但经过行业实践发现现有压水堆核电厂调试标准体系仍不理想,体系的修订及完善仍是行业内探讨的课题。针对美、法等核电先进国家核电调试标准体系的研究以及中国现行压水堆核电厂调试标准体系和常规电力调试标准体系等的研究,提出了针对中国压水堆核电厂调试领域一般通用标准体系的修订及完善建议,并给出了体系框架顶层设计蓝图及相关要点。     

含高比例核电的电力系统调峰技术综述

长期以来核电机组在电力系统中都以带基荷的方式运行,随着国家清洁能源政策的推行和第三代压水堆技术的迅速发展及投运,在福建等高核电比例的省份核电参与调峰已成为必然趋势。综述了压水堆核电机组参与电力系统调峰的可行性,分析了不同机组应采用的典型运行模式及日负荷跟踪模式,综合安全性、经济性及低碳环保等要求,给出了不同自然环境及不同能源结构下的联合调峰组合建议,并对目前核电参与电力系统调峰中存在的问题及未来发展方向进行了分析。     

红沿河核电站安全级DCS控制系统设计

红沿河核电站是目前我国最先进的CPR1000数字化压水堆核电站,为了提高整体自动化水平,采用DCS控制系统。文章主要介绍了红沿河核电站安全级DCS控制系统的设计。安全级DCS控制设计遵循多样性、冗余性和安全性,可以作为其他核电站参考。