阿联酋核电站收到首批核燃料棒

据报道,阿联酋核能公司宣布已经接收了阿联酋首个核电站项目的燃料组件,即具有放射性、易裂变的核燃料棒。这些组件将为核电站第一个反应堆提供燃料。目前,第一个反应堆已完成建设进度的95%。该燃料组件由韩国公司生产,由高强度保护的刚性结构所覆盖,外部辐射量已达天然辐射水平,     

“快堆”知识介绍

1快堆的概念 快堆是快中子增殖反应堆的简称．这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0．1MeV以上的快中子引起的反应堆．其重要特点是在消耗核燃料的同时。产生多于消耗的核燃料。     

我国首座利用乏燃料的核反应堆建成

<正>我国首座利用乏燃料元件的核反应堆在四川建成并投入运行。这座反应堆可将核燃料的平均燃耗从40％提高到45％,每年能节省核燃料费用200万元左右。新建成的反应堆是由中国核动力研究设计院研制成功的,它是一座“游泳池”式反应堆,额定功率为     

新型核反应堆即将问世

俄罗斯核电工程研究院有望开发出一种新型核反应堆,采用铅和铋替代铀和钚。该研究院已成功进行了2次安全无核废料的核电工程试验,其进一步的工作是生产出在整个运行中只需填加核燃料的低成本反应堆。这种采用新燃料和新技术的反应堆将替代现有的核电反应堆,可解决核废料的排放问题。新型核反应堆即将问世     

国内科技信息

国内科技信息▲我国将建首座快中子反应堆现今所有能量的产生，几乎都以能量资源消耗为前提。然而，快中子反应堆提供能量时，不仅消耗裂变核燃料，同时还生成更多的裂变核燃料。我国首座实验快中子反应堆建设的可行性研究报告，已经通过中国核工业总公司审查。１９８７年...     

韩国新古里核电站3号机组开始装料

据世界核学会报道,韩国新古里核电站3号机组反应堆开始装载核燃料。该机组是韩国首座APR--1400反应堆,预计在2016年中期进入商业运行。     

核电信息

核能发电新思路俄罗斯库尔恰夫研究所成果 :可通过专业化生产 ,从Ｐｕ和2 35Ｕ混合物中制造出МЮКС核燃料 ,并应用于新型核反应堆中 ,利用МЮКС核燃料制成ГТ МГР反应堆。这种反应堆可用惰性气体Ｈｅ2 代替水冷却 ,用气轮机代替蒸汽轮机发电。新型反应堆的外表像一口又深又宽的井 ,约1/ 3的容积充满黑色的球。同是 30 0ＭＷ ,但体积比水水反应堆小。Ｐｕ的燃烧利用率大于 50 % ,它的造价与水水反应堆差不多。用过的Ｐｕ和2 35Ｕ反应堆可作为МЮКС燃料再次使用 ,新技术将使90 %以上Ｐｕ的能量变为动力。目前全世界有Ｐｕ约 10 0…     

燃料棒焊接头X射线照相的自动化检验

本文论述了核燃料棒焊缝Ｘ射线检验自动化的要求及其原理，采用的程序控制技术、计算机技术、条码识别等，研制了核燃料棒Ｘ射线照相检验的自动化装置并简要地介绍了该装置在核燃料棒生产中的应用。     

国产核电设备制造新动态

1反应堆厂房环吊我国现有10 00 MW级反应堆厂房环吊均由国外企业生产。而岭澳核电二期的这一设备已由大连重工起重集团获得设计制造,并于2007年3月27日通过了设备验收。与岭澳一期相比,在电气控制上采用了单一故障保护、变频调速等先进设计理念和技术,进一步提高了运行的安全性和定位的准确性。该公司还获得了CPR1000新项目环吊供货合同。2国产核燃料元件秦山二期已投运的1号及2号机组,其核燃料元件已经是中核建集团中核燃料元件公司的产品;经6个燃料循环周期的使用结果证明,国产核燃料十分安全可靠。因此,秦山核电公司与中核燃料元件公司…     

CANDU机组停堆棒电机低压配电盘柜故障原因分析及优化

秦三厂CANDU-6型重水堆通过插入停堆棒可向反应堆中引入足够多的负反应性,来终止反应堆的自持链式裂变反应,保护反应堆的安全。停堆棒的动作控制电机由电机控制中心供电。通过对停堆棒电机供电间隔的历史缺陷进行分析、研究,找出问题原因,并提出改进措施,以提高停堆棒电机供电间隔在实际应用中的稳定性。     

“十三五”期间核电参与电网调峰前景分析

中国核电自2015年重启后发展迅速,一方面带动了相关行业的发展,提供了更多可靠的清洁电力,另一方面也给中国电力需求放缓形势下部分核电装机大省带来了较大的调峰压力。基于不同国家核电机组调峰能力及实际运行经验的收集整理,分析了核电机组参与电网调峰的安全性和经济性。通过国内外核电机组类型、运行原理、技术标准等方面的对比分析,研究了中国核电机组参与电网调峰的可行性。最后提出了“十三五”期间中国核电参与电网调峰的相关建议。     

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。     

风电并网后电网调峰措施的经济性分析

为接纳大量风电并网运行,电网需采取各种调峰措施并评价措施的经济性。给出了确定用于平衡风电出力波动的电网可调峰容量的方法,阐述了接纳风电所采取的调峰措施,并对各种调峰手段进行经济效益分析。基于系统的安全运行要求、调峰措施、调峰容量、各种发电形式上网电价和化石燃料的消耗量提出了衡量以及评价调峰措施经济性的方法。以区域电网为研究对象,制定了调峰策略,为电网的节能经济调度提供参考依据,并对风电的持续健康发展提出了建议。     

面向电网削峰的商业楼宇空调负荷调控实证研究

伴随各类空调的广泛应用,空调负荷快速增长,已占夏季尖峰负荷的30%以上,电网峰谷差进一步拉大,加剧了电网高峰负荷供应缺口,影响电网的安全稳定运行。基于商业楼宇空调负荷具有较大可控性,开展了面向电网削峰的商业楼宇空调负荷调控实证研究,验证商业楼宇空调负荷调控技术实现电网削峰的可行性及其效果,为规模化推广空调负荷调控储备必要的技术和经验。     

基于反应堆堆芯非线性模型的核电机组动态行为分析

针对核电机组接入电力系统后的动态行为进行了研究。在反应堆非线性数学模型的基础上,结合电力系统的数学模型,对系统受扰动后的动态行为进行了分析,所涉及的扰动形式包括反映核电机组对电网影响的反应堆功率调节和机端电压调节以及反映电网对核电机组内部物理过程影响的三相短路及无故障断线。仿真结果表明,该模型和经典理论的结果一致,所提方法能够较准确地描述系统的动态行为,同时还能为系统励磁参数和反应堆控制参数的整定提供参考。     

1000MW压水堆核电站除氧器水位控制数字化设计

在我国1000 MW压水堆核电站的实际运营中,除氧器水位的调节采用单冲量的PID调节,而随着对核电站参与电网负荷调整要求的提出,这种单冲量的调节系统不能使除氧器水位很好地适应核电站负荷调整的需求。为了提高除氧器水位的负荷适应能力,研究设计了以三冲量为主的除氧器控制系统,通过在核电仿真机上的测试,验证了该系统设计的可行性和有效性。     

周调节抽水蓄能电站在京津唐电网中的调峰与事故响应作用

京津唐电网是以火电为主的电网,难以满足电网日益增大的峰谷差与调峰的要求。文章对京津唐电网的负荷特性与未来的负荷需求及电力供给调峰能力等状况进行了分析,基于蒙特卡络模拟法模拟分析了京津唐电网未来规划年的运行情况,得出若能在“十一五”期间建设投运周调节抽水蓄能电站,将缓解电网的调峰矛盾,带来降低投资的容量效益、节省燃料运行费用的经济效益、提高电网可靠性的社会效益的结论。     

大型核电机组接入电网的稳定性研究

核电机组具有单机容量大、核安全要求高,且对电网扰动敏感等特征。以大型压水堆核电机组为研究对象。建立了压水堆模型,利用时域仿真法及暂态能量函数法研究了核电接入电网的暂态稳定性．以三门核电机组接人浙江电网的枯水季节最大运行方式作了算例分析。仿真计算了电网短路故障和N-2故障类型扰动下的系统及核电机组的暂态稳定性。结果表明,三门核电机组能承受电网的一般故障且接人对电网暂态稳定的影响很小,电网具有较强的稳定性。     

约束紧凑与调节灵活的核电调峰安全出力模型

核电和间歇性电源比重不断增加,核电面临较大的调峰压力。当前,核电参与调峰的数学模型不够完善,因此提出一种将核电特定安全要求与灵活的调节方式有效统一的核电调峰安全出力模型,通过对约束的紧凑化和调峰深度的连续化,解决了已有模型在普遍适用性、经济性和灵活性方面的不足。引入解耦的升/降功率辅助变量,并充分考虑功率变化之间的耦合特性和互斥关系,核电出力可行域约束得更为紧凑,保证在各种工况下得出准确的核电安全出力。此外,进一步将调峰深度连续化,以期得出最优调峰深度和调节时间,增加核电调峰运行方式的灵活性;再运用数学等效变换技巧,将模型非线性项等效转换为线性模型,易于求解。仿真计算表明,所提模型能准确、灵活、经济地安排核电调峰安全出力,可降低约5%额定功率的调峰深度以及约18%的调峰成本,模型的有效性得以验证。     

Results of operation and current safety performance of nuclear facilities located in the Russian Federation

After the NPP radiation accidents in Russia and Japan, a safety statu of Russian nuclear power plants causes concern. A repeated life time extension of power unit reactor plants, designed at the dawn of the nuclear power engineering in the Soviet Union, power augmentation of the plants to 104–109%, operation of power units in a daily power mode in the range of 100-70-100%, the use of untypical for NPP remixed nuclear fuel without a careful study of the results of its application (at least after two operating periods of the research nuclear installations), the aging of operating personnel, and many other management actions of the State Corporation “Rosatom”, should attract the attention of the Federal Service for Ecological, Technical and Atomic Supervision (RosTekhNadzor), but this doesn’t happen.The paper considers safety issues of nuclear power plants operating in the Russian Federation. The authors collected statistical information on violations in NPP operation over the past 25 years, which shows that even after repeated relaxation over this period of time of safety regulation requirements in nuclear industry and highly expensive NPP modernization, the latter have not become more safe, and the statistics confirms this. At a lower utilization factor high-power pressure-tube reactors RBMK-1000, compared to light water reactors VVER-440 and 1000, have a greater number of violations and that after annual overhauls. A number of direct and root causes of NPP mulfunctions is still high and remains stable for decades. The paper reveals bottlenecks in ensuring nuclear and radiation safety of nuclear facilities. Main outstanding issues on the storage of spent nuclear fuel are defined. Information on emissions and discharges of radioactive substances, as well as fullness of storages of solid and liquid radioactive waste, located at the NPP sites are presented. Russian NPPs stress test results are submitted, as well as data on the coming removal from operation of NPP units is analyzed.