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文章对核电站铀燃料元件厂通风系统的设计作了较详细的描述,提出了通风系统设计的方法和要求,论述了工艺设备的密封是控制空气污染的最重要的措施。 相似文献
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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。 相似文献
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压水堆核电站蒸汽发生器传热管的破损将严重地影响核电站的安全运行。解决此问题的关键在于严格控制二回路的水质指标,及时采取纠正措施。本文介绍了美国压水堆核电站二回路水化学处理、二回路化学杂质的控制和抑制腐蚀的化学添加剂。 相似文献
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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。 相似文献
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核反应堆可定义为一个可以保持链式反应的核燃料及其他材料的组合体。目前在美国商用的发电反应堆有如下堆型:高温气冷堆(HTGR),压水堆(PWR),沸水堆(BWR),及CANDU型堆。 1.高温气冷堆(HTGR)是从气冷堆的原理发展而成,它产生更高的温度和具有很高的燃耗值。用氦气作冷却剂,用带有涂层的高浓缩的二碳化铀及二碳化钍颗粒均匀分布在石墨模块中作为燃料。美国的圣符来因堡高温气冷堆(Fort St. Vrain 相似文献
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压水堆核电站单机功率已经发展到130万千瓦,随着运行经验的识累,以及有关核电站安全准则和条例的不断充实和严格,新一代的压水堆核电站比它的前一代在设计上有了明显的改进。其目标正于提高压水堆核电站的安全可靠性。主要表现在:一、改善反应堆芯部的物理和热工水力特性在正常和瞬态运行时改善了燃料元件的运行条件,可以防止事故扩大,减少事故损失。在安全分析方面从注重在发生失水事故时防止燃料元件中心熔化转到研究包壳的完整性,保证在堆芯紧急冷却系统投入运行之后,燃料包壳不会发生熔化和过分氧化。 相似文献
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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。 相似文献
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《江苏电机工程》1984,(2)
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。 相似文献
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本文介绍了PWR乏燃料后处理后获得的回收铀的性质以及用这种铀制造热堆燃料的相关技术和经济性,同时阐明了回收铀在PHWR中应用的合理性。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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