中国建筑成功研制核岛牺牲混凝土

日前,中国建筑所属中建电力自行研制出具有自主知识产权的核电站核岛牺牲混凝土配合比。该混凝土通过有关方面严格检测,将正式应用于核岛反应堆厂房施工。这是牺牲混凝土在我国核电站建设中的首次使用。由中建电力主要参与建设的台山EPR核电站是世界三代核电技术的代表,其显著的一个技术革新就是通过牺牲混凝土的作用,使核电站在严重核事故中对公众与环境安全性更高。在严重核事故中,牺牲混凝土和堆芯熔融物相互作用,氧     

方圆搅拌站跻身核电建设

2009年6月10日,方圆集团与山东核电有限公司就AP1000核电专用混凝土搅拌站（HZS180型）举行了签约仪式;8月上句,泼搅拌站一次性试车成功,正式投入使用。方圆搅拌站成为国内首家参与第三代核电站主体工程建设的混凝土设备。     

第三代核电站华龙一号反应堆厂房大体积混凝土温度应力模拟

华龙一号核电站是中国自主研发的第三代核电技术,其安全壳混凝土的强度对结构自身强度和公众安全具有重大的意义,作为屏蔽结构重要部件之一的厂房基础不仅承担着支承结构的功能,而且是防止核泄露的重要环节,其对混凝土抗裂要求更高。华龙一号基础采用的多层段合并整体浇筑施工技术对缩短核电工期具有重要的意义,但大体积混凝土施工中的抗裂技术需要进一步研究。基于第三代核电站反应堆厂房大体积混凝土基础施工,通过开展科学分层、优化结构设计,很好地控制了大体积混凝土施工裂缝的发生和开展。     

某“华龙一号”核电站核岛基础大体积混凝土施工裂缝控制

"华龙一号"是中国自主创新研发的第三代核电技术。核岛基础底板是核电站反应堆主要的支承结构,对抗裂要求极高。基础底板常采取分层整体浇筑,因水泥水化热的释放,温度场、应力场互相影响,施工难度大,裂缝控制困难。对混凝土温度和应力准确推算、分析、模拟,是有效控制裂缝的前提。结合国内某"华龙一号"核电站基础底板大体积混凝土施工实例,研究了混凝土的应力状态、温度收缩机制,并很好地控制了裂缝的发生。     

南方沿海三代核电站非核部分混凝土结构耐久性设计参数研究

近年来我国核电技术逐渐从二代和二代半向三代转变。与二代及二代半核电不同,三代核电机组设计寿命为60年,相应的其非核部分混凝土结构的设计使用年限也需达到60年,但目前相关标准中没有60年设计使用年限的具体耐久性设计参数。针对这一问题,通过对相关标准、典型海工工程中混凝土结构耐久性设计参数的分析,提出了南方沿海三代核电站非核部分混凝土结构耐久性设计参数。     

工程投资了望

三代核电站明年主体动工2年内9家核电站开建继福建福清核电站上周主体动工之后,年底前还将有浙江方家山、广东阳江两大核电站开建。明年,引进第三代核电技术的山东海阳、浙江三门和广东台山三大核电站将相继浇筑第一罐混凝土,总投资高达2200亿元。国家原子能机构相关负责人透露,两年内中国计划新建的核电站将多达9座。     

反应堆控制策略研究分析

反应堆控制系统是核电站最核心的控制系统,反应堆控制系统的控制策略从第一代核电站到当今正在建设的第三代核电站一直在不断演进。本文通过研究早期压水堆核电站反应堆控制策略和具有典型意义的代表二代加技术的CPR1000堆型,以及代表第三代核电技术的AP1000堆型的反应堆控制策略,对比分析不同控制策略优缺点,试图揭示其发展演进脉络,指出未来反应堆控制策略的发展趋势。     

特雷克斯履带式起重机CC8800-1TWIN完成首吊

近日，在我国第三代核电自主化依托项目之一——山东海阳核电站一号机组C20模块顺利就位，成功地开启了山东海阳核电站工程建设进入模块化建造和吊装时代的帷幕。     

“华龙一号”核电站大体积混凝土施工技术

"华龙一号"核电站是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代核电站,采用的是国际上最先进的单堆布置、双层安全壳结构。核电站设计中结构混凝土强度高、体积大,许多重要结构都属于大体积混凝土,因此,大体积混凝土施工质量是核电站土建建造中一个重点。本文介绍了"华龙一号"核电站反应堆厂房筏基大体积混凝土浇筑、振捣的过程控制,以及测温、应力应变检测等监控养护措施,可为类似大体积混凝土施工提供参考。     

工程

浙江三门、山东海阳核电站同时开工建设据中国国家核电技术公司消息,中国第三代核电自主化依托项目—浙江三门核电站两台机组和山东海阳核电站两台机组已于2007年     

欧维姆中标核电科研项目促第三代核电国产化率

<正>本刊讯近日,为提高我国第三代核电国产化率,实现第三代核电钢筋接头国产化,中国核电工程有限公司公开招标《自主化第三代核电安全壳关键技术研究:三代核电安全壳抗商用大飞机撞击钢筋接头产品研发》科研项目,柳州欧维姆公司在北京中标。柳州欧维姆公司核电产品2008年进入核电领域并已在多个核电项目上使用,     

三代核电站明年主体动工2年内9家核电站开建

继福建福清核电站上周主体动工之后，年底前还将有浙江方家山、广东阳江两大核电站开建。明年．引进第三代核电技术的山东海阳、浙江三门和广东台山三大核电站将相继浇筑第一罐混凝土，总投资高达2200亿元。国家原子能机构相关负责人透露，两年内中国计划新建的核电站将多达9座。     

“行业视窗”神州行

<正>总投资502亿元:广东台山核电站一期工程开工建设广东台山核电站日前在京宣布开工建设。据了解,台山核电站一期工程是全球第三个采用欧洲先进压水堆(EPR)三代核电技术建设的核电站。据悉,台山核电站一期工程建设2台机组,单机容量为175万     

吸取国外先进经验 做好施工安全管理——记AP1000三门核电一期核岛土建生产临建施工安全管理

三门核电工程采用全球最先进的第三代压水堆核电技术建造,将建设全球第一座AP1000技术核电站,其非能动理念将核电的环保和安全理念提升到了一个崭新的高度.作为三门核电站前期的生产临建的安全工作就显得尤为重要.     

硅石牺牲混凝土配合比研究

硅石牺牲混凝土可减少堆芯残骸与混凝土反应的危害性,保证我国核电站的安全运行。结合台山核电站实际情况,通过确定原材料、设计配合比,可配制出符合技术规格及相关标准要求的硅石牺牲混凝土。经性能测试试验验证,该混凝土性能满足施工技术要求。     

浙江三门、山东海阳核电站同时开工建设

据中国国家核电技术公司消息，中国第三代核电自主化依托项目——浙江三门核电站两台机组和山东海阳核电站两台机组已于2007年12月31日下达开工令，工程设计、设备采购、现场工程建设准备全面铺开。     

第三代压水堆核电站EPR结构设计荷载介绍

三代压水堆核电站作为一种“改进型”或“改良型”的核电站堆型,同二代核电站相比,在安全性和经济性方面有了显著的提高。EPR堆型是在法国N4型和德KONVOI型核电站基础上发展起来的第三代核电站,技术手段相对成熟,而其核心技术指标：堆芯损毁率和事故早期大量放射性环境释放频率更是超出三代核电设计标准一个数量级。本文以EPR堆型结构设计规范ETC—C为基础,结合RCC—G,对EPR堆型在结构设计过程中的荷载工况和荷载组合进行了简单的阐述,希望能为电站设计人员提供一定的参考价值。     

高强中热核电水泥

<正>"高强中热核电水泥"是中国建筑材料科学研究总院承担的"十二五"国家科技支撑课题"高强中热核电专用水泥的制备及核电工程混凝土关键技术的研究与应用"的重要成果。针对核电站核岛、阀基、安全壳等关键部位具有体积大、温控严、抗裂性要求高等特点,中国建筑材料科学研究总院研发出了集早、后期强度高、中低水化热、低干缩率等性能于一体的核电水泥,在淮海中联水泥有限公司、抚顺水泥股份有限公司等多家生产单位进行了工业化生产,并成功应用在田湾、红沿河等核电工程建设中,同时制订出了核电水泥国家标准,为提高核电水泥及混凝     

核空气净化系统技术研究与经济性分析

通过对第三代核电站核污染空气净化系统的技术研究与分析,说明其先进性和经济性。研究结果表明,可以将其中的某些先进技术应用于我国自主设计的第三代压水堆核电站,以满足对核电站的安全性提出的更高要求。     

HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析

堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术, HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性,但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点,为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。