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1.
三门核电是全球首座三代核电技术AP1000核电厂,与传统成熟的压水堆核电厂技术最大不同是安全系统使用了"非能动"技术。设备冷却水系统(CCS)虽然不是安全相关,但作为纵深防御系统能够在事故情况下协助"非能动系统"更快更好地缓解和终止事故。在正常运行和停堆换料期间,CCS运行也是保证电厂发电或余热导出的关键环节。所以核电厂操纵员必须熟练掌握CCS系统运行,包括失效现象及处理措施,保证电厂安全运行。 相似文献
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反应堆控制系统是核电站最核心的控制系统,反应堆控制系统的控制策略从第一代核电站到当今正在建设的第三代核电站一直在不断演进。本文通过研究早期压水堆核电站反应堆控制策略和具有典型意义的代表二代加技术的CPR1000堆型,以及代表第三代核电技术的AP1000堆型的反应堆控制策略,对比分析不同控制策略优缺点,试图揭示其发展演进脉络,指出未来反应堆控制策略的发展趋势。 相似文献
3.
首先对核反应堆设计中非能动安全技术的概念和分类进行了介绍,在此基础上归纳整理非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的应用情况,介绍了ACP1000重要的非能动安全系统,对能动安全技术和非能动安全技术的应用提出了见解,并进一步讨论能动与非能动相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。 相似文献
4.
我国第一批核电厂运行至今,已超过20年。世界上其他国家普遍会对运行执照将要到期的核电厂进行安全评估,进而延寿。美国作为发展核电最早的国家之一,其核电技术、法规体系被广泛借鉴。本文主要研究美国核电厂执照更体系,为我国未来核电厂老化管理及延寿提供参考。 相似文献
5.
核电厂的主变压器出现故障,很容易直接导致反应堆停堆和汽轮机停机,严重影响到核电厂的安全性和可靠性。提高核电厂主变压器的运行维护质量,可以及时消除不安全的隐患;快速准确的故障处理,可以减少损失,提高运行的可靠性。本文基于秦山核电厂CP1000机组(方家山核电工程机组),首先对核电厂主变压器的结构进行了介绍,其次阐述了核电厂主变压器的运行维护事项,然后通过对主变压器常见故障的原因分析,提出了处理方法和步骤。 相似文献
6.
秦山第三核电厂重水堆是从加拿大引进的CANDU-6机组,不同于目前广泛应用的轻水堆,重水堆有其自身设计特点及核安全特性。因此,第三核电厂首次PSR(Periodic Safety Review)审评是摆在审评人员面前的新课题。本文主要介绍了此次PSR审评的背景及内容、特点,对审评实施要点进行了分析探讨,为同类核电厂可具一定参考作用。 相似文献
7.
模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。将介绍小堆项目反应堆保护系统的结构特点,并分析其系统设计理念。 相似文献
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模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。 相似文献
9.
随着核电技术的不断发展与应用,核电厂出现在社会公众身边的概率增加,社会公众在不了解核电技术的前提下,对核电产业发展存在疑虑。文章从核电设计中的中子物理、结构设计和材料选型、热工水力、废物处理等基于物理特性的安全性设计和对于设备故障、事故发生和严重事故缓解等基于事故处理的安全性设计两方面出发,对核电设计中的安全考虑及所涉及的关键技术进行深入探讨,力求使社会公众能对我国核电设计的固有安全性高达成共识,对我国核电安全发展充满信心。 相似文献
10.
核电厂由于其对核安全有特殊要求,所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。本文以国内目前建造运行最多的M310堆型为例对核电厂电气调试的主要内容、调试准备、计划以及调试实施过程控制等进行了总结介绍。 相似文献
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