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薛飞 《科技成果管理与研究》2016,(11):76-79
安全是核电可持续发展的重要保障,亟需高度重视核电站长寿期安全可靠运行技术的发展.相比核电发达国家,我国核电起步较晚,对核电设备材料服役老化机理和效应、寿命预测模型的研究相对滞后.我国最早的秦山、大亚湾核电站已运行20余年,设备老化问题时有发生,如何对核电站安全重要设备的寿命进行有效评价与管理显得尤为重要,也是我国核电发展所面临的重大技术挑战之一. 相似文献
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阐述了CPR1000机组在LOCA(失水事故)工况下,安全壳电缆贯穿件泄漏率验收准则,并计算推导了实用验收准则。 相似文献
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通过起重机械选择、吊点确定和吊索具选择、安全距离分析、地基承载力分析、风载荷计算等关键因素的分析,研讨第三代压水堆核电机组钢制安全壳顶封头吊装技术,并分析AP1000钢制安全壳顶封头吊装的安全性、控制要点及吊装的工艺流程。 相似文献
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全范围模拟机是核电供应商必须提供给核电厂业主单位的重要产品之一,主要用于核电厂操纵员的培训和操作执照考试,是保证核电厂人因安全性的关键设备.全范围模拟机仿真平台和高性能数值模拟软件等核心技术长期依赖进口.自 2011 年以来,在大型先进压水堆核电厂重大专项支持下,针对 CAP1400 的自主化核电软件陆续开发完成,为自主开发核电厂全范围模拟机技术奠定了基础. 相似文献
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全范围模拟机是核电供应商必须提供给核电厂业主单位的重要产品之一,主要用于核电厂操纵员的培训和操作执照考试,是保证核电厂人因安全性的关键设备.全范围模拟机仿真平台和高性能数值模拟软件等核心技术长期依赖进口.自 2011 年以来,在大型先进压水堆核电厂重大专项支持下,针对 CAP1400 的自主化核电软件陆续开发完成,为自主开发核电厂全范围模拟机技术奠定了基础. 相似文献
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AP1000是西屋公司在AP600的基础上开发的非能动先进压水堆,AP1000与传统成熟的压水堆核电厂最大不同在于其安全系统采用了非能动的技术,AP1000核电厂主泵断路器是一种可以在安全系统控制下可靠断开反应堆冷却剂泵负载的1E级开关设备,本文结合AP1000主泵断路器的电气回路设计和参数特点,深入剖析实现可靠性提升的一些关键措施。 相似文献
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对第三代先进的非能动型压水堆核电技术AP1000主给水系统中的主给水泵的装配工艺方案进行了技术分析,对主给水泵的装配关键工艺进行了论证,阐述了主要的工艺路线及装配过程,供后期核电项目主给水泵装配借鉴和参考。 相似文献
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APl000作为一种第3代核电技术,相比于第2代压水堆,其核岛设备发生了许多明显的变化,且中国的AP1000核电厂属于全球首次建设,国内制造厂家缺乏相关的工艺技术和制造经验,给设备的国产化带来了巨大困难。但核电设备的质量是核电工程质量的基础,本文通过简述AP1000核岛设备制造过程中质量控制环节,探讨如何做好AP1000核岛设备制造质量管理。 相似文献
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为彻底实现核电站控制棒驱动系统的设计自主化和设备国产化,打破国外技术垄断,中国广核集团有限公司组织中科华核电技术研究院有限公司、中国科学院金属研究所、吉林大学、成都瑞迪机械实业有限公司联合进行了百万千瓦级压水堆核电站控制棒驱动系统研发。在国家科技支撑计划的支持下,项目组针对二代加核电站、三代1700MWe核电站控制棒驱动系统展开研究,经过三年多的艰苦努力,在核电站控制棒驱动系统的设计、材料和工艺等方面取得多项重要突破。2014年3月25日,“百万千瓦级压水堆核电站控制棒驱动系统研发”的三个子课题顺利通过了专家验收,仅剩的“课题一”也即将于2014年9月完成验收,届时作为核电主设备之一的控制棒驱动系统将完全实现自主化、国产化。 相似文献
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三门核电AP10000项目核反应堆厂房第一层混凝土基础与核屏蔽厂房钢制安全壳CV底封头之间的压力灌浆施工,灌浆基材为碗状混凝土表面,灌浆区域顶面为钢制安全壳CV底封头,存在着施工间隙小,基材湿润后排水困难,灌浆液面高度难于监测等困难。通过事前精心准备、施工中严格执行以及各环节有效衔接,最终确保了压力灌浆质量满足规范及相关设计要求。 相似文献
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由于IE级的电缆在核电站中的重要性,其老化将会影响电站的安全运行,因此对其老化的机理和现象进行分析,就显得十分必要.本文介绍了核电站IE级电缆的主要老化现象,并对其老化的微观机理进行了分析,以便采取科学的方法建立老化管理程序. 相似文献
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AP1000采用了比传统压水堆更为先进的非能动安全设计理念。本文着重阐述了非能动技术在三门核电专设安全设施中的应用,以设计基准的LOCA事故为例,与传统核电站的事故响应进行比较,直观展现非能动技术在保障电厂安全方面的优越性。 相似文献
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核能是一种高效益、少污染的能源。结合我国国情，实施可持续发展战略，应改变现有的能源构成，大力发展核电。考虑到我国未来的发展，核电必将成为主导的能源之一。鉴于目前全世界范围内正在建设及改进的浓缩铀压水堆存在着投资大、资源利用率低、乏燃料强放射性对生物圈的威胁以及核安全、核输出等问题，世界核国家纷纷把研究开发新一代核电系统──利用高能强流质子加速器驱动次临界堆的核电系统──作为发展方向。以目前世界上加速器技术发展的水准衡量，我国在核工业、核物理、核化学、堆物理以及加速器技术方面的基础，完全有能力独立… 相似文献
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核电堆型技术的创新沿着轨道内和轨道间的两种结构方向发展:在单一堆型轨道内,以顺轨式累积型创新产生技术性能多样化的机型;在多堆型轨道间,以跃轨式革命型创新发生堆型的转换,或以融轨式集成型创新形成新堆型。我国需统筹核电堆型的发展:形成压水堆自主品牌系列,加快第四代核电堆型的商用进程,研发战略性新堆型。 相似文献