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重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期.通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩.本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议. 相似文献
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设备质量是保证和实现核电厂安全目标的重要环节,仪表和控制系统(I&C)设备的质量是核电厂物项制造中质量保证要求的一部分。在核电厂的建造过程中,如何保证I&C的质量是设备采购过程控制的重要组成部分,应按有关的法规和标准执行。 相似文献
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为了承接英国核电项目建设,核电项目的核安全审查和执照申请须首先通过英国核监管办公室(ONR)的通用设计审查(GDA)。GDA主要基于ONR发布的审查导则—安全评估原则/技术评估指南(SAP/TAG)及相关的国际原子能机构(IAEA)、西欧核安全监管协会(WENRA)导则和?国际电工委员会(IEC)标准开展,通过分析GDA对仪表与控制(I&C)系统设计主要关注问题及相关导则和标准要求,并结合英国欧洲压水堆(UK-EPR)和英国先进非能动压水堆(UK-AP1000)的审查经验,提出了I&C系统总体设计应对策略。可为后续项目通过GDA提供参考借鉴。 相似文献
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大约有400台磁铁电源分布在BEPCⅡ储存环和输运线上,全部采用美国散裂中子源电源控制器及接口PSC/PSI进行控制.为了保证较高的控制精度,必须对PSI电流输出控制单元DAC与被控电源的传感器DCCT进行校准.因此,本文介绍了电源远控给定电流的标定原理和采用的线性拟合方法以及标定结果. 相似文献
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核仪表(核子控制系统)具有非接触测量、精度高、反应快、稳定性好,采用计算机技术实现数字化、智能化、网络化的特点,因此已越来越广泛地应用在生产过程复杂、自动化程度高、现场环境比较恶劣的钢铁制造流程在线检测,并在实时控制系统中作为不可缺少的基础仪表提供各种重要检测数据。本文主要介绍核仪表在国内外钢厂应用现状、发展、技术与经济效益。 相似文献
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在核电厂电气仪表设备(简称电仪设备)环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件(EPA)为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故(DBA)条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。 相似文献
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偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。 相似文献
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在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。 相似文献
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