压水堆核电站 第一讲 压水堆核电站的特点

我国已决定今后在尽可能多开发水电站和大力建设火电厂的同时,将适当建设核电站。目前已有一座核电站开工建设,还有两座核电站正在筹建之中。为了宣传、普及核电知识,配合核电的设计建设、运行管理和试验研究,本刊专辟“压水堆核电站讲座”栏,计划分五讲,拟从本期开始连载5期,将分别介绍压水堆核电站的特点、主系统、主设备、安全性和经济性及对环境的影响;此外,还将选载核电专题文章,以供有关技术人员、工人和干部参考。     

压水堆核电站 第二讲 压水堆核电机组的主要系统

核电机组可分为两大部分,即核岛和常规岛。核岛是指安全壳以内的,有关反应堆的各个系统。常规岛包括二回路(即热力系统)和电气部分,它与火电厂基本上相似。本文将重点介绍核岛中的各个系统,对常规岛只介绍它与火电厂不同的地方。压水堆核电站一般采用双堆(双机组),即两台相同的核电机组布置在一起,有些辅助系统如水处理系统、硼酸溶液制备系统、消防系统等可以公用。这种布置可以降低造价。下面以法国900MW压水堆的双堆核电站为例,介绍压水堆核电站的主要系统。     

压水堆核电站 第四讲 压水堆核电站的安全性与经济性

压水堆核电站在七十年代就达到了成熟的阶段。在经济方面,压水堆核电站的发电成本低于煤电。在安全方面,经过大规模的实验研究,逐步完善了各种安全措施,核电已经成为一种安全的、经济的能源。     

压水堆核电站 第五讲 压水堆核电站的放射性废物处理和放射性排放对环境的影响

一、放射性废物处理压水堆中所用的燃料铀是从地下开采出来的铀矿石,经过选矿、冶炼、化学转换、浓缩和加工制造等复杂的过程制成燃料元件。核燃料入堆前的这些加工过程,通称“前处理”。铀燃料在反应堆中“烧”过以后,要进行“后处理”,以回收未耗尽的铀和生成的钚,还可     

欧洲压水堆机组的特点

欧洲压水堆机组是法马通，西门子公司和法国电力公司，德国电力公司共同研制的新型压水堆机组文中介绍了压水堆一回路的主要特点，运行特性，安全系统的组成，以及预防严重事故的措施。     

压水堆核电站二回路热力系统的设计特点

在压水堆核电站中有两个重要的热力循环:一次循环和二次循环,即一回路和二回路。一回路由反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器及管道所组成。二回路与火电厂的热力回路基本相同,即给水泵把给水送入蒸汽发生器,吸收一回路中高温水放出的热量,汽化成饱和蒸汽,然后送到汽轮机作功,乏汽在凝汽器中凝结成水,最后给水泵再次把给水送到蒸汽发生器。一回路带有放射性物,二回路在正常情况下(蒸汽发生器不泄漏)没有放射性物。     

2005年火电机组主要辅助设备运行可靠性状况

2005年参与200兆瓦及以上容量火电机组的行可靠性分析测评的设备共582台,主要辅助设备磨煤机2363台、给水泵1531台、送风机l107台、引风机1135台、高压加热器1643台,比2004年分别增加了251台、135台、101台、I07台、l35台。此次统计的可靠性数据与2004年相比,这五种火电机组的辅助设备的可用系数均有不同程度的提高,     

联邦德国的压水堆核电设备的负荷跟踪运行

联邦德国KWU公司的压水堆的负荷跟踪性能已能满足各出力的变化率。对额定负荷作10％的负荷变动幅度来说,负荷变化率为变动幅度的±60％/分,额定负荷作20％的负荷变动幅度时,其负荷变化率为变动幅度±10％/分,而额定负荷作50％的负荷变动幅度时,负荷变化率为变动幅度的±5％/分。一般说来,压水堆作负荷跟踪时,反应堆中出力分布的变形应控制在一定值以下,并须设计若干保护功能,以防变化幅值超出设定值的情况发生。为确保上述的负荷跟踪性能,按该负荷变化率研究了出力分布控制的最佳化以及反应堆保护机能分层控制。     

日本最新压水堆核电站的特征

世界性的石油危机自发生以来,日本即在寻求能源的多样化。从长期稳定供给电力的角度看,以原子能发电取代石油火力发电,越来越受到了重视。目前,日本的原子能发电大部分是采用轻水堆,为了推进原子能发电,轻水堆的定型化已成为当前的重要课题。在定型化工作中,取得国内人民对原子能发电的可靠性和安全性的同意,很为必要。作为使国内人民接受的措施之一,电力公司与制造厂家,在通产省的指导下,同心协力从1976年(昭和50年)起就进行了轻水堆的改良标准化工作。这项工作的目的在于采用本国技术确保轻水堆的可靠性,同时提高利用系数和减低工作人员受到的核辐射剂量。第1次以及第2次的调查研究工作已经结束,目前,第3次改良标准化的计划正在实施。     

新一代压水堆核电站的热工裕量

本文简要介绍并比较美国用户要求文件（URD）及欧洲用户要求文件（EUR）对新一代压水堆（APWR）核电站热工裕量的要求,讨论了热工裕量的定义和计算方法。     

机组脱硫运行主要问题及对策措施

本文介绍了盘南电厂3、4号脱硫投运以来运行主要存在的问题，对这些问题及对策措施作了初步分析和探讨。     

广东拟建第三核电站

广东核电集团日前透露,广东拟建第三座核电站,立项报告书正送国务院审批中。据悉,第三核电站厂址选在阳江市海滨,电力主要用于支持广东西部经济发展。"三核"拟建6台百万千瓦级机组,分3期建设,其中首期2台机组争取在2002年动工,2008年、2009年先后建成投产,其余4台将于2015年全部建成投产。届时广东省核电装机容量在"一核"（大亚湾）2 GW、"二核"（岭澳）2 GW的基础上将达10 GW。"三核"的技术方案是大亚湾核电站方案的改进型,其建设资金将以"一核"、"二核"滚存的盈利、新筹、引进外资等途径解决。（摘自"中国电力"2000．7）广东…     

压水堆核电站二回路系统的水处理

前言随着我国国民经济的发展,对电力的需求量也迅速增长,为了缓和一些人口集中、工业发达、经济发展快而能源短缺的矛盾,必须加速开发和利用新的能源。核电是一种经济、安全、干净的能源,在世界各工业发达国家中已得到了广泛应用,我国也把发展核电作为能源开发的一个重要方面,逐步建造一批核电站。     

超期服役机组安全运行监测设备

过去,美国各电厂的机组一般服役25～30年就退役了,让位于容量更大和效率更高的新机组。现在各电厂普遍对延长老机组的服役期更感兴趣。机组的使用寿命不受设计寿命的限制,但带基本负荷工作了20多年的机组,剩余寿命是有限的。延长了机组的服役期或增加了循环,机组的可靠性和利用率如何?为了使已运行20多年的机组再运行10～20年,现行的运行方式可以接受吗?美国燃烧工程公司(CE 公司)和美国电力研究所(EPRI)研制的锅炉应力和运行状态分析仪及美国动力公司开发的汽轮机应力和运行状态分析仪可以解决上述     

压水堆核电站110mAg形态及脱除方法分析

压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银（Ag）材料是导致一回路冷却剂中出现^110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中^110mAg超标的工程实例研究了^110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站堆芯冷却剂的水化学环境从“碱性-还原”到“酸性-氧化”，再到“碱性-还原”的循环过程中，^110mAg形态会从原子态Ag⁰变成离子态Ag⁺，再变成Ag⁰纳米胶体；过滤+离子交换工艺对^110mAg胶体态放射性核素的去污因子相对较低，而过滤+离子交换+吸附工艺对^110mAg胶体态放射性核素脱除较为有效。     

苏联百万千瓦压水堆核电机组与其它压水堆机组技术参数的比较

一、引言由于压水堆运行性能良好,所以,压水堆已成为目前运行核电站的主要的最成熟的堆型。在全世界核电的进一步发展中,将主要采用这种堆型。苏联44万千瓦的ВВЗР-440型核电机组的运行指标很好。然而,经济方面的因素决定了要向更大单机容量的方向发展,转而建设装百万千瓦的ВВЗР-1000型反应堆的核电站。将来,要建设一系列装这种反应堆的核电站。     

土耳其兴建第三座核电站

为减少对能源进门的依赖,土耳其政府决定加快推进核电发展战略,着手兴建第三座核电站。土耳其政府用1年的时间进行了地震调查,并对锡诺普地区的核电站场地和未来第三座核电站的发电能力进行芎察。土耳其对能源的需求与日俱增,大约70％的能源供应依靠进口,其中对电力的需求量缚年增加7％。为减轻对进口能源的依赖,该国将煤炭、天然气、水力资源、可再生能源和核能列为5大能源支柱,将优先发展核能发电。     

第三讲 避雷器

1.一般说明 避雷器是保护线路绝缘及电力设备缘缘免受过电压损坏的一种保护电器设备。 所谓过电压,是指在线路中电位升高,或电位差增高到使线路绝缘及电力设备绝缘有被击穿危险的电压,其过电压产生的原因如下所述: 1.因雷电而产生的过电压,叫做大气过电压。 2.在中心点没有接地线的线路中,电弧与大地发生短路而造成的过电压。