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AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。 相似文献
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引进美国西屋公司的AP1000先进非能动压水堆项目已经在浙江三门和山东海阳逐步展开。我国将以两个本土化依托项目为基础,通过消化、吸收、再创新,创造出中国自主品牌的大型先进压水堆核电站。简要介绍了AP1000机组标准设计的特点,并分析了其有待完善优化的原因。通过分析AP1000的标准设计,将其与其他压水堆型比较,指出其在堆芯设计、冷却剂流量匹配、反应堆冷却剂泵(主泵)等方面存在的可以优化的设计,对改善安全性和经济性提出了参考建议。最后对我国大型先进压水堆研发专项提出几点建议。 相似文献
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【人民网2012年4月17日报道】美国匹兹堡当地时间2012年4月16日,中国国家核电技术公司(SNPTC)和美国西屋公司(Westinghouse)、柯蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)宣布首台AP1000主泵成功完成了最后耐久试验,标志着AP1000所有核岛主设备的试验已结束。这台主泵由柯蒂斯怀特公司所属EMD工厂成功研制,将用于中国第三代核电自主化依托项目的首台机组(也是世界首台AP1000机组)——三门1号机组。三门1号机组前两台主泵预计在2012年5月发运。西屋运营总裁RicPerez说:"目前所有主设备制造和试验的完成给项目和客户以坚定的信心。主泵将支持AP1000核电机组安全 相似文献
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描述了首台AP1000核电机组一回路冷态水压试验的方案,结合上游设计文件、标准规范及设计技术要求,明确了试验边界的选取原则,提出了水质要求、压力和温度要求及临时水压试验泵的设计要求,同时对升温升压及降温降压速率提出合理依据,分析水压试验过程中可能出现的问题和风险。本试验方案对后续试验程序的升版及试验的执行具有指导作用,可供国內AP1000机组水压试验参考。 相似文献
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介绍浙江三门、山东海阳核电项目核岛环吊试验各阶段的工作内容、试验方法及试验过程中出现的问题及解决方法,提出先进非能动型压水堆核电技术(AP1000)项目环吊国产化改进建议,为后续AP1000项目核岛环吊的国产化及调试提供借鉴。 相似文献
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AP1000核电机组稳压器通过底部4根垂直支撑进行支撑固定,三门核电l号机组稳压器垂直安装完成后,AP1000设计方美国西屋公司发布了设计变更,对稳压器支撑进行加固.文章主要介绍了三门核电1号机组稳压器垂直支撑设计变更的原因、设计变更现场实施的主要工序、现场施工的主要难点以及应对措施. 相似文献
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西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。 相似文献
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三门核电AP1000机组辐射防护设计分析 总被引:1,自引:0,他引:1
三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。 相似文献
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大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。 相似文献
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AP1000反应堆——核能复兴方案 总被引:1,自引:0,他引:1
AP1000是一种二环路、1150MWe的压水堆;它具有提高电站建造、运行和维修性能的非能动安全阳广泛的电站简化特点:APl000设计直接源自于AP600——一种二环路、600MWe的压水堆.AP600采用已验证的技术,在30多年压水堆运行经验的基础上建造。1998年9月,美国核管会批准了AP600的最终没计;1999年12月颁发了设计资格证书.AP600满足电力研究所(EPRI)的先进轻水堆用户要求,包括成本目标,随后的高水平评审也表明与欧洲用白要求文件达到广泛的一致。尽管AP600是准备应用的成本.效益最好的电站,但是它仍然比需要在目前美国和欧洲竞争的1000美元/kWe的基础价更昂贵。为了提供成本一竞争的核电站,西屋公司研究了将AP600的功率提高到至少1150MWe.而保持其原有的设计布局,使用已经验证的设备和取证基础。最近.西屋公司与英国能源公司已经合作完成了一项研究,评定将AP1000反直堆作为建造在英国的新核电站的一个方案。 相似文献
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针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。 相似文献