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未来10年核电先进堆型介绍 总被引:2,自引:0,他引:2
根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本期仅刊出该文的前半部分,涉及ABWR、AP600、AP1000、EPR、System 80 和CANDU等堆型;下期刊出后半部分,涉及AWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR等内容。 相似文献
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福岛核电事故分析及其启示 总被引:1,自引:0,他引:1
2011年3月11日日本发生的9.0级地震引发了日本福岛第一核电站7级核泄漏事故,该事故成为近期全世界关注的热点。介绍了福岛核电事故的经过、分析了事故的原因、影响及启示。地震和海啸是表面的诱因,深层的原因则是很复杂的。从技术上层面上讲,核事故的原因主要归结为3个方面:福岛核电采用了安全性不够好的核电第二代技术,核电站的抗震能力设计不足,且其1号机组超设计寿期运行。通过AP1000和ERP的安全系统在设计、性能、技术等方面比较,认为在安全性方面核电第三代技术AP1000比EPR要优越得多。针对我国现时核电是第二代技术和第三代技术并存,探讨了中国核电的安全监督制度、核电主力堆型的发展方向、应急联动机制以及应急预案。 相似文献
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对比分析了我国现有的三代AP1000堆型和二代M310堆型核电工程使用电缆的分类情况、技术参数和试验要求,阐述了三代AP1000堆型核电工程电缆相对于二代M310堆型核电工程电缆的异同点和研制难点。随着我国经济的发展,核电作为一种清洁高效的能源得到了国家高度的重视,大量核电项目在设计和建设当中。 相似文献
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中国改进型压水堆核电站CPR1000简介 总被引:1,自引:0,他引:1
中国广东核电集团有限公司 《现代电力》2006,23(5):36-38
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。 相似文献
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《中国电机工程学报》2017,(6)
以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。 相似文献
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直流及UPS系统在核电站的厂用电系统中发挥着重要的作用,是核电站安全运行的重要保障.介绍了美国AP1000堆型的直流及UPS系统,并与俄罗斯AES-91堆型直流及UPS系统进行对比,阐明AP1000三代核电直流及UPS系统的技术优越性. 相似文献
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结合国内AP1000核电自主化依托项目,按照技术支持方和国内相关标准计算了主变压器容量,并对计算结果之间的差异进行了分析。作者认为按照国内标准体系选择主变压器容量更合理、经济,更利于我国AP1000核电技术的标准化管理。同时给类似工程项目主变压器容量选择提供了参考。AP1000核电技术是美国西屋公司开发的一种先进的非能动型压水堆核电技术,也是目前我国核电自主化依托项目引进的第三代核电技术[1]。在AP1000核电厂内主变压器是非常重要的电气一次设备,负责将电厂产生的电能向外输送和 相似文献