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【《日本原子》1996年1月号第14页报道】 世界上第一座改进型沸水堆(AB-WR)日本柏崎·刈羽6号核电机组于1995年12月18日下午5点12分首次达临界。柏崎·刈羽核电站还在建造中,由东京电力公司(TEPCO)承建。TEP-CO公司是于1991年9月开始建造6号机组的;1995年11月30日开始装料,至12月11日所有872个燃料组件都已装入堆芯。 日本柏崎·刈羽6号吸收了沸水堆先进的技术,如其内泵与堆再循环泵都 相似文献
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苏联的石墨慢化沸腾轻水冷却大功率动力堆有许多优点。据报道,苏联目前正在建造和今后将要建造石墨沸水堆和压水堆两种堆型核电站。他们发展核电的技术路线是在建造电功率为100万千瓦压水堆核电站的同时,优先发展大功率石墨沸水堆(单堆电功率分别为100、150、200、240万千瓦)核电站。本文对苏联 РБМК 型石墨沸水堆核电站的发展概况作简要介绍。 相似文献
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新一代简化沸水堆核电站发展概况及其特点 总被引:1,自引:1,他引:0
具有非能动安全特点的小型简化沸水堆核电站是新一代核电站中能较快进入商业应用的一种重要堆型,近十年多年在国际上得到了广泛深入的研究。本文全面介绍了SBWRD世界各国发展的状况,包括美国GE公司,日本Hitachi公司,日本Toshiba公司,德国Simens公司提出的四种主要的SBWR设计,对其特点进行了分析了总结,这对我国先进动力堆的发展有重要参考价值。 相似文献
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【《日本原子》1991年5月号第20页报道】1991年5月15日,日本通产省批准日本东京电力公司建造柏崎·刈羽6号和7号堆。这两座堆均是改进型沸水堆(A—BWR),1356 MWe。这两座 A—BWR 堆第一次使用内循环泵,循环泵放置在反应堆压力容器内部,而在以往设计的 BWR 中,循环泵是放置在反应堆压力容器外部的。新的设计可以省去压力容器周围的管道,还可以减少失水事故的 相似文献
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【日本《日本原子》1981年11月号第26页报道】日本东京电力公司向通产省提交了一份申请,要求批准有关修改核反应堆的设计和建造的《报告》,即福岛第二沸水堆核电站的1至4号堆(每座堆的功率为110 相似文献
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日本改进型船用堆MRX概念设计综述 总被引:1,自引:1,他引:1
为了发展新型船用反应堆,日本原子能研究所自1983年以来,完成了改进型船用堆的设计研究。现在提出了两种船用堆概念设计,一种是热功率为100MW的MRX堆,另一种电功率为150KW的深海开发船用堆DRX。两种堆都实现了高非能动安全性和紧凑布置。本文简要介绍了MRX反应堆设计研究的主要成果。 相似文献
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【《日本原子》1983年第10期第21页报道】自从出现了沸水堆应力腐蚀问题后,日本已研究出一系列措施来对付由下面三种原因引起的应力腐蚀;1)材料敏化;2)张应力;3)环境条件。防止应力腐蚀基本方法和实用措施见图。抗腐蚀包层法(CRC):将高抗应力腐蚀的低碳焊接金属铺焊在管子内表面的易被对缝焊接产生热敏化的区域,以使该区域得到适当的保护。 相似文献
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【美国《核电厂》2002年1~2月刊报道】 俄罗斯、日本和德国科学家对使用小燃料元件(SFE)的球床堆进行了若干实验研究。结果表明,这种核燃料具有独特的内在安全特点,这是因为:陶瓷保护膜为石墨部件和高温(450℃~1600℃)气体(空气和蒸汽)中的燃料提供了保护。 燃料元件 燃料元件很小(直径在2 mm和5 mm之间),包含覆盖有3~4层涂层的UO2球。内层是称为缓冲层的多孔热解碳化物(PYC),为气态裂变产物提供空间。第二层和第三层分别是高密度的PYC和防腐的碳化硅(SiC)。最外一层通常是SiC。 反应堆物理 针对两种情况进行了初步反应堆物理分析… 相似文献
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【《日本原子》1996年9月号第14页报道】日本东京电力公司(TEPCO)正在新潟县建造的柏崎·刈羽6号和7号核电机组(先进沸水堆(ABWR,功率均为1356MW)),即将开始投入商业运营,比最初预期的提前了几个月。 由于新的、更加有效的建造方法及去年冬天相对好的气候和从累积的核电厂建造经验中获得了益处,所以工程进展比预期的更快。 相似文献
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【《欧洲核综览》2001年3~4月刊报道】 沸水堆(BWR)燃料必须满足电力公司在解除了管制的电力市场上竞争的需求。提高燃料和堆芯的实绩是在市场竞争中取得成功的许多决定性因素之一,但燃料和堆芯实绩的提高必须满足下列基本要求: 增加电站的发电量,且投资少并最低限度地增加燃料费用; 加深燃耗,以便更充分地利用燃料,并减少废物量; 延长操作周期,以提高容量因子和降低停堆费用; 满足灵活性的要求,即能够迅速对电站的运营进行重新安排,以满足不断变化的电力市场需求; 在提高燃料实绩的同时不降低可靠性——否则实绩的任何改进都是毫无… 相似文献