锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第5册高温堆

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆(HTGR)和液态金属反应堆(LMRs)。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉(370℃)的铁素体材料、或温度等于或高于800℉(425℃)的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。     

基于风险指引安全分级的维修规则实施方案

近年来,美国核电厂的业绩始终保持世界领先水平,维修规则的实施起了很大的作用.本文研究了美国核电厂实施维修规则的法规要求以及实施方法,结合我国正在研究中的风险指引安全分级及其处理方法,提出了适用于我国的核电厂维修规则实施方案.     

用燃气轮机的模式氦冷却堆的主要特点

【美国《核电厂》2001年1～2月刊报道】 国际经验: 有高温气冷堆的核电厂已有30多年的运行经验。(Dragon堆、原子试验堆(AVR)、桃花谷、FSV堆、钍高温堆(THTR)。) 美国设计证书: 计划在以后给用燃气轮机的模式氦冷却堆(GT-MHR) 4-模式商用核电厂发执照。 国际设计证书: GT-MHR核电厂的概念设计已被美国和法国的专家审查并批准。 标准化带来的经济性: 用模件来建造300 MW电功率的核电厂,可减少总投资并降低发电成本。 公众接受: 与GT-MHR项目有关的工作列入了俄罗斯21世纪上半叶的核动力发展战略方案中,该方案已被俄罗斯政府批…     

BPVC-Ⅲ NC-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册NC分卷2级部件该分卷包含符合1级建造要求的物项的材料、设计、制造、检验、试验、超压保护要求。NB分卷的规则涵盖了确保物项结构完整性的要求。出版商:ASME发布日期:2013年语言:英语ISBN:9780791834589     

PTB-3-2013 ASME BPVC第Ⅷ卷第2册 范例问题手册

正《ASME锅炉与压力容器规范》第Ⅷ卷第2册包含了压力容器及其相关的泄压装置的设计、材料、制造、检验、检查、试验、认证的强制性要求、具体禁令和非强制性指导。该文献旨在说明用于锅炉与压力容器规范第Ⅷ卷第2册的设计计算。     

经济合作与发展组织核能机构各国和俄罗斯商业核动力堆退役综述

【《欧洲核综览》1999年 5— 6月号第 44页报道】　世界一批核电厂动力堆不断老化 ,而且人们周围的世界也在不断地发生变化 ,尤其是商业核电厂运营者们在金融和政治方面的压力。这些压力有时会导致他们决定将反应堆退役。本文概要介绍世界核反应堆退役运作的现状以及环境管理状况。截止 1998年 4月 ,有 10个国家的 73座商用核电厂的反应堆已处于退役的某个阶段。这些反应堆包括 11座西方压水堆 (PWR)、 14座沸水堆 (BWR)、11座加压重水堆 (PHWR)、 4座高温气冷堆、 3座重水慢化气冷堆 (HWGCR)、 3座快堆 (FBR)、 2座气冷堆 (GCR)、…     

高温气冷堆HTR-PM安全审评中有关燃料最高温度的考虑

高温气冷堆核电站示范工程是我国自主开发的,已列入国家中长期科技发展规划重大专项的先进核电厂项目.由于国际上对该堆型尚缺乏系统适用的核安全法规、标准和规范,对审评人员的技术水平和安全判断能力提出了挑战.本文针对高温气冷堆的特点,对审评过程中遇到的失冷失压事故后燃料最高温度及其安全裕度的分析方法问题进行了进一步探讨.     

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 ,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计、制造和建造的能力     

CSA N285.0-12 CANDU核电厂承压系统和组件的一般要求

(出版日期:2012年)本标准规定了一个CANDU核电厂在其使用寿期内对于承压系统、组件、及支承件的设计、采购、制造、安装、改造、维修、更换、试验、检查和检验及其他相关工作的技术要求。本标准适用于CANDU核电厂中所有承压系统,包括其构件和支承件。本标准适用于安全壳部件,但并不适用于混凝土安全壳结构。     

BPVC-Ⅲ APP-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第1册附录该分卷包含第Ⅲ卷第1册(NCA分卷至NG分卷)和第2册的强制性与非强制性附录,包括一个设计、设计分析方法和信息的表格以及数据报告格式。这些附录由第2册、NCA分卷至NG分卷所引用,也是第2册、NCA分卷至NG分卷的一个部分。·出版商:ASME·发布日期:2013年·语言:英语·ISBN.9780791834640     

BPVC-Ⅲ-3-2013

正锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第3册乏燃料和高放射性材料和废物的贮存和运输用容器本册包含核乏燃料或高水平放射性废物运输包装的容器系统的设计和建造要求。2013年版的主要变化包括:适用于焊接装配的无损检验要求的分类(NB卷,WB卷,WC卷)     

核电厂维修规则性能指标制定方法研究

为提高核电厂维修的有效性和风险管理水平,国家核安全局2017年发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,要求试点核电厂逐步开展相关的维修活动优化研究。技术政策中提出性能指标的目的是对纳入维修规则范围的构筑物、系统和设备分别制定合适的可测量参数以对其性能趋势进行客观的判断。本文对现阶段适用于核电厂的"确定风险重要类"和"制定性能指标"方法进行研究,提出确定风险重要类的判断方法和示例,分析了不同风险重要度组合对维修策略的影响,介绍了采用二项式分布和泊松分布确定性能指标的方法和示例,为国内维修规则试点工程提供相应技术参考。     

美国基瓦尼核电厂增加输出功率

【美国《核电厂》2002年1～2月刊报道】 核管理公司的基瓦尼核电厂在经过换料和维修停堆之后已转入全面生产,电厂增加的功率输出足以供另外2.5万个家庭的用电。基瓦尼核电厂在停堆期间更换了蒸汽发生器,花费了1亿美元。功率上升到满功率的速度比以前停堆后的功率提升速度要慢,这是由于电厂的运营者进行了与新的蒸汽发生器有关的其它试验和监测。 美国基瓦尼核电厂增加输出功率     

BPVC-Ⅲ-2-2013锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷核设施部件建造规则第2册混凝土安全壳规范

正该册包含预应力或增强的混凝土安全壳结构的材料、设计、建造、制造、试验、检验、超压保护要求。这些要求只适用于那些旨在提供压力保持或包含屏障的部件。这些要求不适用于其他支承结构,直接影响到系统部件的支承结构除外。针对第2册的建造,该卷包含强制性和非强制性的附录。该2013年版的主要变化包括:——对检验技术和强制性附录Ⅵ(无损检验技术)要求的修改。——对强制性附录Ⅷ(电弧焊接钢筋合格评定)的修改。     

核电厂维修规则中确定风险重要类的方法研究

国家核安全局2017年8月发布《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,对《核动力厂运行安全规定》(HAF103)中关于核电厂维修相关要求做了进一步的补充和拓展,主要用于指导核电厂营运单位对维修有效性及维修活动的风险进行监测和管理。本文结合国际已有的实践经验,提出基于PSA技术结合专家判断的方法和流程来确定纳入维修规则体系中系统设备的风险重要类,供国内核电厂开发维修规则借鉴。     

法国圣洛朗A-2号石墨气冷堆正式停运

【法国《能源快报》1992年6月1日第5583期报道】建在卢瓦尔-歇尔省的圣洛朗的第二座天然铀石墨气冷堆(UNGG)在A-1号堆两年之后又于上周正式停运。该堆不再是法国安省布热伊核电厂地上的唯一堆型。因为圣洛朗核电厂地上还有2座900MW的压水堆在运行。圣洛朗A-2号堆的功率为500 MW,自     

换料报告审评方法及效果

换料报告是营运单位在换料停堆前向国家核安全局提交的综合报告,主要描述换料停堆期间将要进行的所有维修,试验,在役检查,装卸料等活动。通过对该报告的审评来验证营运单位所计划的活动是否满足核安全规范的要求及核电厂安全运行的需要。本文介绍了国家核安全局对大亚湾核电站两台机组第三次停堆换料报告审评时所采用的方法及审评中发现的问题。     

俄罗斯2003年核发电量创历史最高记录

【日本《朝日新闻》2004年3月3日报道】日本和美国将合作进行有关高温气冷堆产氢的研究。日本原子能研究所将在2005年以后与美国能源部(DOE)合作,利用在美国爱达荷州新建的高温气冷堆生产氢。预计核能的作用将由发电扩展至产氢,这也将推动陷于停顿的核电厂建设。美国早在20世纪80年代末就已实现发电用高温气冷堆原型堆的商运,但由于无法降低成本,现已经中止运行。另一方面,日本原子能研究所在大洗研究所(茨城县)建造了高温气冷试验研究堆,该堆于1998年正式开始运行,并于2001年成功获取稳定输出的850℃热。因此,DOE向日本原子能研究所提出…     

先进的规则床模块式高温气冷堆概念

规则床模块堆是燃料球呈规则堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计。燃料球在平面上成正方形排列,四个球的中心是次一层球的位置,形成正四棱锥堆积。当燃料球落入被做成一定几何形状的堆芯空腔时,就自动形成规则堆积。燃料球可以从反应堆顶部装入和卸出,能够在较短的停堆时间内完成换料操作。规则床堆芯是一种密实体,具有很强的结构适应性和稳定性。在模块化设计中,保持非能动冷却和限制最高燃料温度的条件下,它能够提高输出功率和降低堆芯压降,同时还兼有球形燃料堆和柱状燃料堆的主要优点。本文介绍规则堆积床特性和预测规则床模块堆的设计性能。     

高温气冷堆堆芯实时热工水力模型

为建立适用于球床式高温气冷堆核电厂的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立高温气冷堆堆芯的实时热工水力模型,利用流体网络求解氦气流道的流量与压力分布及传热网络求解球床燃料区、石墨反射层区与碳砖区的温度分布,实现整个氦气流场与固相温度场的实时、耦合计算。模拟100%额定负荷和50%额定负荷2个稳态工况和入口温度阶跃和流量阶跃2个动态过程。稳态工况与设计参数的定量对比以及动态过程的定性分析表明,该模型具有较好的适用性。