能源行業核電標準化技術委員會秘書處于2014年12月22日~24日在北京組織召開了核電標準審查會,本次會議審查了由中國核動力研究設計院主編的《壓水堆核電廠安全降壓和排氣系統設計準則》、《壓水堆核電廠反應堆壓力容器及反應堆冷卻劑系統管道和設備保溫層設計制造規范》和中廣核工程有限公司主編的《核級金屬波紋管膨脹節設計制造規范》。來自環境保護部核與輻射安全中心、上海核工程研究設計院、中國核電工

應用停泵水錘的基本理論,建立了壓水堆核電廠三回路水泵、泵出口閥、冷凝器和出水虹吸井等邊界條件的數學模型,并采用特征線法進行求解。結合工程實例計算說明,泵出口閥的關閉程序對水錘壓力的影響較大,水泵出口采用兩階段關閉液控蝶閥可以有效減小停泵水錘壓力,但其關閉程序應在水錘數值模擬分析的基礎上優化確定。

④ 勰一)第6卷第2期 l993年5月 核電工程與技術 nuclearpowerengineering＆technology v01．6no2 mavl993 壓水堆核電廠安全二級泵的汽蝕余量 顧全生tlzf ． -i、3 (上海核i翟麗計院) 摘要 本文敘述壓水堆棱電廠安全二級泵．包括高壓安注泵余熱排出泵和安全殼噴 淋泵的汽蝕余量。為了避免上述各t_t-~時發生汽蝕、本文討論如何確定其安裝 標高。 ：毫蘭苧，，壓 刖舌 根據美國核管會導則的要求．為確保核電廠應急堆芯冷卻系統和安全殼排熱系統的泵 (屬安全二級泵)，在各種事故工況下均應能正常發揮其功能．這一方而要求泵的結構設計 具有低的必需汽蝕余蠡．另一方面要求與使用條件有關的泵裝置具有足夠高的有效汽蝕余 量，從而避免泵發生汽蝕． 反應堆失水事故時，為

壓水堆核電廠運行與管理結課論文 —壓水堆核電廠運行p-t圖的分析 學號：201220040313 姓名：王濤 班級：1220403 專業：核工程與核技術 時間：2015年11月24日 壓水堆核電廠運行p-t圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應堆壓力容器(rpv)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現為強度增加、塑性與韌性下降。為了防止發生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (p-t曲線)所規定的范圍內。即構成反應堆在運行時所應遵守的核電廠運行p-t圖[2]。 二、限制線 把反應堆標準運行的溫度、壓力限制標注在p—t圖上，則構成了rcp標準工況p—t圖。 對于核電廠從換料到功率運行的反應堆標準運行方式，溫度和壓力都

壓水堆核電廠運行 課程論文 ap1000核電廠二代壓水堆 安全設施和系統的比較 學生姓名： 班級：090 學號：090 二零一二年十一月 ap1000核電廠二代壓水堆安全設施和系統的比較 ap1000簡介 ap1000又稱為先進壓水堆，自美國三里島核電站和蘇聯切爾諾貝利核電站 事故發生以來，暴露了二代核電廠設計中的一些根本性的弱點和安全隱患。迫切 的需要一種安全又可靠的新型核電廠來取代二代核電廠。20世紀80年代中期開 始，美國epri與nrc的支持下，經過多年努力，制定了一個能被供貨商、投 資方、業主、核安全局、用戶和公眾各方面都能被接受的，提高電廠安全性和改 善經濟性的設計基礎，1990年，發表了適用于先進輕水堆核電廠設計的urd， 1994年歐共體制定了eur?，F在人們通常把符合urd和eur要求的核反應堆 稱作先進堆核電廠。 非能動安全系統 ap

壓水堆核電廠運行與管理結課論文 —壓水堆核電廠運行p-t圖的分析 學號：201220040313 姓名：王濤 班級：1220403 專業：核工程與核技術 時間：2015年11月24日 壓水堆核電廠運行p-t圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應堆壓力容器(rpv)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現為強度增加、塑性與韌性下降。為了防止發生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (p-t曲線)所規定的范圍內。即構成反應堆在運行時所應遵守的核電廠運行p-t圖[2]。 二、限制線 把反應堆標準運行的溫度、壓力限制標注在p—t圖上，則構成了rcp標準工況p—t圖。 對于核電廠從換料到功率運行的反應堆標準運行方式，溫度和壓力都

新燃料升降機是核電廠燃料操作與貯存系統的重要設備之一。其主要功能是配合輔助吊車與人橋吊車將新燃料組件運送到乏燃料水池底部進行貯存,還可運送可燃毒物組件存放架和乏燃料組件至指定高度進行清潔去污、檢查及修復。新燃料升降機主要由起升機構、軌道、燃料艙和上部構件組成,其中起升機構作為驅動和承載部件對整機的可靠性及安全性至關重要。文章以"華龍一號"新燃料升降機為例,對其起升機構進行了優化設計,滿足了單一故障保護要求,提高了燃料操作的安全性,對核電廠起重設備的設計具有一定的參考意義。

概述了壓水堆核電廠典型的結構材料種類與腐蝕類型，并以此為基礎介紹了常見的腐蝕防護設計手段及腐蝕老化管理的理念和方法，對明確壓水堆核電廠設備／部件、材料、環境、腐蝕、防護、老化管理間的相互關系具有參考價值，為確保機組的安全與經濟運行提供重要保障。

百萬千瓦級壓水堆核電廠核島土建設計的廠址適應性分析

根據大型核電廠的技術特點,對汽動給水泵、定速電動給水泵和帶液偶變速電動給水泵進行綜合技術經濟分析,給出了4×33.3%帶液偶變速電動給水泵作為大型核電機組的主給水系統推薦方案。

根據國家能源局對能源行業核電標準體系建設的安排,2013年10月14日,能源行業核電標準化技術委員會秘書處在北京組織召開了"壓水堆核電廠標準體系(金屬材料)修訂討論會"。來自中國核電工程有限公司、上海核工程研究設計院、中廣核工程有限公司、中國核動力研究設計院、哈電集團(秦皇島)重型裝備有限公司、鋼鐵研究總院、中國第一重型機械集團公司、蘇州熱工研究院有限公司8家單位的標技委委員和專家參會。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠冷卻劑主循環泵(簡稱主泵)從無密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發展經歷,從核安全要求達成的技術共識,以及世界知名泵廠商在自主化技術背景下各自形成的主泵的技術風格與流派。介紹了主泵技術的改進與創新,以及采用非能動安全系統、優化及簡化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關問題。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠冷卻劑主循環泵(簡稱主泵)從無密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發展經歷,從核安全要求達成的技術共識,以及世界知名泵廠商在自主化技術背景下各自形成的主泵的技術風格與流派。介紹了主泵技術的改進與創新,以及采用非能動安全系統、優化及簡化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關問題。(由于篇幅關系,本文分兩期刊出)

兩級復疊制冷系統設計中一些問題的探討——對兩級復疊制冷系統低溫級設計中諸如制冷劑和潤滑油的選擇、潤滑油分離、低溫換熱器和載冷劑的性能等問題進行討論，同時結合試驗結果，指出r23替代r13時一些問題的處理方法。

我國豐富的煤炭資源稟賦決定了我國將在較長時期內保持以煤電為主的能源結構，但化石能源特別是煤炭的大規模開發利用，對生態環境造成嚴重影響。對于新能源和可再生能源我國大力發展，根據《電力發展“十三五”規劃》顯示，到2020年我國非化石能源消費占一次能源消費比重將達到15％左右，單位國內生產總值二氧化碳排放比2005年下降40％-45％。

根據1000mw壓水堆核電廠的特點,對常規島主給水泵設計輸入進行了分析,指出應選擇一回路最佳估算流量下的接口參數為設計輸入,給水泵的流量裕量取值為計算流量的5%、阻力裕量取值為計算阻力的10%能夠滿足電廠最大連續出力運行要求,并具有良好的經濟性。

安全注入系統是壓水堆核電站的重要專設安全設施,作用是在反應堆冷卻劑系統發生失水事故(loca)時,保持堆芯被水淹沒,防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統發生管道破裂事故時,快速注入濃硼溶液,從而使反應堆快速安全停堆,并防止反應堆重返臨界。安全注入系統的調試主要通過流量驗證的方式,來保證系統運行參數能夠滿足設計要求。

本文主要介紹了海嘯的成因、危害以及在我國沿海發生的可能性等,并闡明了核安全法規和導則對濱海核電廠防洪評價中海嘯影響的基本要求。本文還結合目前核電廠的多個工程實例,對海嘯影響分析提出了一些建議。

第三代非能動壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設置了噴淋系統,在超設計基準事故或恐怖襲擊導致乏燃料池水排空時,為乏燃料提供冷卻。噴淋系統設計中的兩個重要指標是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設計者應基于噴嘴性能試驗結果,根據乏燃料池結構尺寸和乏燃料特性,確定噴淋流量、噴嘴數量和布置方式等參數,完成系統設計,提供足夠冷卻流量。

為有效減小地震災害對核電廠安全殼的影響,基于安全殼的動力特性,從隔震技術原理出發,分析安全殼采用隔震技術的可行性。以某核電廠為對象,對比分析了隔震技術對安全殼的減震效果,并應用優化技術進行了隔震設計。結果表明,采用隔震技術可顯著提高安全殼的抗震性能。

對概率安全評價在核電廠應用中的系統建模進行研究,使用了不受故障分布函數限制的蒙特卡羅方法對核電廠保護系統的可靠性進行仿真分析,并且以緊急停堆系統為例,說明了蒙特卡羅方法在核電廠安全系統故障樹建模與仿真研究上的可行性,同時也是一種分析核電廠保護系統可靠性的有效方法。

介紹了acp1000堆型運行服務廠房通風系統的特點,并從系統功能、系統設計、系統運行控制3個方面,詳細介紹了運行服務廠房通風系統.比較了三代堆型與二代加堆型工作人員出入口的通風設計.