评《核电站厂址选定的层次分析法(AHP)模型》

核电站的选址,历来采用定性分析。但决策科学的发展是更趋于定量化,而且更注重系统决策。层次分析方法是系统决策分析方法之一,它能给人以数量的依据,可弥补定性分析之不足。将它应用到核电站的选址工作上来,是一种尝试,是向定量分析迈出的一步。     

秦山核电厂的厂址选定

本文简要介绍了我国第一座300MW压水堆型核电站——秦山核电厂的厂址选定情况。文中对已选定的秦山厂址的地理、地质、地震、水文、交通、电网、环境等都作了简要描述,并进行了一定的评价,指出该厂址选定的主要理由。文中还扼要介绍了秦山核电厂的总布置情况。     

基于层次分析法的核电站建设供应商评价

供应商评价是采购管理中的重要环节,良好的供应商评价体系能够从采购阶段保证核电站施工建设的质量、成本与进度。通过分析供应商各指标因素对核电工程建设的影响,在借鉴国内外其他行业指标评价的基础上,文章采用层次分析法确定了核电建设供应商指标评价体系,并得出影响核电施工建设质量、成本、进度的主要因素,为核电建设的采购管理提供决策依据。     

核电站厂址选择的若干问题

一、前言建造核电站首先碰到的工程技术问题就是厂址选择问题.从原则上讲,常规火电站所考虑的一些因素,诸如冷却水源、电力输送、交通运输以及地质、气象、水文等,核电站选址时均需考虑.而且,由于核电站堆内存在上亿居里的强放射性裂变产物和相当数量的钚等有毒核素,以及单位装机容量比常规火电站大得多的基本特点,因此核电站厂     

各国核电站厂址选择的辐射安全准则简述

原子能发电站的选址取决于多种因素,例如本地区的经济发展对能源的需求,交通运输和供输电关系;厂址本身的自然特性,包括地震、气象、地质和水文;厂址周围的人口分布和社会经济状况;还取决于核反应堆本身的设计和运行特性。但总起来说,无非一是经济二是安全。核电站的安全标准包括一系列内容。国际原子能机构(IAEA)出版了一套安全丛书,核电站选址中的安全是其中的一本。在各国的反应堆选址规范中,都根据其历史发展情况和科学技术水平,结合本国特点制订了辐射防护准则。可以     

对我国几个核电站厂址安全停堆地震(SSE)地面最大加速度的估计

估计核电站的安全停堆地震地面最大加速度是核电站土建设计工程师、地震、地质专家的一项最重要的任务.本文初步讨论了我国几个核电站厂址的这一重要参数.     

压水堆(PWR)核电站

核能发电是本世纪五十年代以来开发的新能源。由于化石燃料蕴藏量有限,又是化工、医药的主要原料,而且火电站还排出二氧化碳、氧化氮及煤灰等有害废气和废物,因此,火电站不可能长期大力发展。水力发电受地理条件限制,而风力发电更受气候和季节的影响。太阳能的利用虽在大力开发,但占地面积大、投资高、不能昼夜连续工作;目前也不能大规模应用。只有核能供热、发电才是     

我国拟建核电站对环境的可能影响和厂址选择

文章简要地讨论了核电站环境影响评价的方法,分析了我国几个拟建核电站对环境可能的辐射影响。文章还讨论了核电站选址与人口分布的关系,比较了我国拟建核电站厂址与国外几个国家人口最密的厂址的累积人口分市。根据我国的实际情况,认为采取谨慎的政策,将我国第一批核电站建在人口较少的地区是适宜的。     

东源核电厂址(候选)水文地质条件初探

从地下水形成的自然条件,地下水赋存条件及分布规律,地下水类型,地下水的补给、径流、排泄,地下水的渗透性评价等方面出发,论述了东源核电厂址水文地质条件的适宜性。     

压水堆核电站的调试启动(四)

5.功率提升通过临界和低功率物理试验,为核电站的安全运行提供了必要的试验数据;二回路系统的汽轮发电机组经过热试验,运转正常;厂外输电系统已投入使用;汽轮发电机组已并入电网。这时,反应堆就可以逐级提升功率,一般分15%、25%、50%、75%和100%额定功率五个功率水平。在每一级功     

压水堆核电站的调试启动(二)

三、启动试验1.燃枓装载试验役前检查结束后,就可以进行首次装料的准备工作,包括装换料系统的调试,检查燃料组件及控制棒组件,在堆内安装堆芯部件和临时加装的核测量系统,以及向压力壳与冷却剂系统内充注浓度为2000ppm 的含硼水。含硼水的浓度值由物理计算决定,要保证燃料组件全部装入时的 K 有效≤0.9。此时,由于没有放射性,所以不需要屏蔽,换料水池可以不充水。     

压水堆核电站的调试启动(三)

4.低功率物理试验低功率物理试验主要是在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验,以取得反应堆运行所需要的数据,校核理论计算。试验时,蒸汽排入冷凝器或大气。压水堆低功率物理试验的主要项目和内容见表4。(1)控制棒价值和硼价值的测定 控制棒组件的效率与中子通量平方成正比。因此,不同径向位置的控制棒因堆内中子密度分布的不同而对中子有不同的吸收效率。从一根控制棒来说,在活性区不同高度时,它的单位长度的中子吸收能力也有明     

关于核电站安全的计算机程序(上)

本文在列出196个有关核电站安全的计算机程序的基础上,对一些重要程序进行了分析和评论。这些计算机程序可以用于轻水堆核电站的事故分析,风险分析,堆芯熔化分析,安全壳分析,放射性释放和转移分析,以及事故下的环境分析。所有程序均有对应的文献可供参阅。     

压水堆核电站的调试启动(一)

一、概述压水堆核电站是当前世界上各类核电站中最成熟的类型之一,经若干代的发展与改进,已趋于大型化、系列化与标准化。在国外,一座100万千瓦级压水堆核电站的建设总工期为60个月(若包括领取执照的时间为96个月),建设进度大致如图1所示,而一座同规模火电站的工期为36—48个月。所以,核电站的施工工期比同规模火电站要多2年左右(不包括前期工作),或3—4年左右(包括前期工作)。其主要原因是核电站的设计和建造程序较为复杂,设备的移交周期长,工艺标准较高,对各项试验的要求较     

关于核电站安全的计算机程序(下)

三、堆芯严重事故分析程序堆芯严重事故(Severe Accident,以下简称SA)是指反应堆堆芯遭到严重破坏甚至熔化的事故。在核电站设计、安全审批和运行中至今只考虑设计基准事故(Design Rase Accident,简称DBA),即认为堆芯不遭到严重破坏,能保持住可冷却的几何形状。NRC最近提供了三里岛核电站二号堆堆芯的电视录象和分析,堆芯上半部已经坍塌(占全部体积26%),形成一个大空穴,锆和不锈钢熔化,锆包壳与UO_2     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

沿海核电站废水排放的环境影响(续)

英国英国有32座核电堆,除特劳斯菲尼特核电站的冷却水排入湖泊外,其余的都排往海中。此外塞拉菲尔德(原名温斯克尔)后处理厂及其它一些核设施也将放射性废水排往爱尔兰海。表1列出英国各种类型核企业的排放情     

核电站安全分析气象指南(续)

2、观测值的统计处理 (1)大气稳定度在作扩散计算时,表3中所列的中间稳定度A—B,B—C和C—D各类分别作为B类、C类和D类处理,此外,当夜间风速小于2米/秒时,表3中「—」栏视作F类处理。 (2)气象资料的统计处理逐时的气象资料,按表4所列项目整理。需作年统计者,为便于使用,拟将所有欠测项目按下述(3)方法,换算成相应于一年的值后再作表。     

核电站人员可靠性基础研究(英文)

核电站人员可靠性是确保核电站安全、经济运行的最直接的重要因素之一。该工作以认知科学、行为科学和人机工程学为工具,从人的认知行为特性、行为形成因子、人因失误机理和组织管理等侧面系统地研究了核电站系统人员可靠性问题;建立了人因事故分析基础理论和方法;提出了具有普遍意义的预防人因事故、提高人员可靠性的途径与对策。该成果已在核电营运单位、管理部门和科研院所应用,对核电站设计、运行和管理具有重要的指导意义和实用价值。     

美国核电站建造成本的计算(2)

日本《原子力工业》1980年1月号到3月号连载了一篇题为《美国核电站建造成本的计算》的文章,共分三部分。第一部分为《基本投资的定义、通货膨胀以及建造周期内的利息》,已译裁在本刊今年第4期上。第二部分为《核电站建造周期的延长》。第三部分为《核电站建造成本实例和预测》,摘译如下: