大亚湾核电站

摘要： 李明钢,男,高级工程师,上海中广核工程科技有限公司党委委员、副总经理,见证了大亚湾核电站“以核养核、滚动发展”,参与了岭澳二期核电站到三代核电机组的建设,以及核电站数字化仪控国产化相关课题的研究,拥有20余年核电仪控设计、运维、项目实施及核电数字化转型工作经验。

摘要： 乔素凯,中广核集团运营公司大修中心核燃料服务分部工程师、核燃料修复师。2018年获“大国工匠年度人物”、第十四届全国技术能手称号;2019年获“中央企业劳动模范”“中央企业优秀共产党员”“中央企业百名杰出工匠”等荣誉称号。大亚湾核电站1号机组在1994年2月5日投入商业运行,是中国第一座大型核电站。乔素凯就在大亚湾核电站工作。

摘要： 彭士禄有两个外号,一个叫“彭大胆”,一个叫“彭拍板”。他常说,自己一辈子只做了两件事:一是造核潜艇,二是建核电站。可以肯定的是,无论哪一件,他都是敢于先吃螃蟹的人。中国广东核电集团公司原董事长昝云龙与彭士禄共事20余年。1983年,彭士禄率领10人专家组南下广东创业,筹建大亚湾核电站,昝云龙任专家组组长。

摘要： 他是中国核动力事业的开拓者和奠基人之一,曾主持我国第一代核潜艇的动力设计与调试工作,参与指挥大亚湾核电站和秦山核电站二期建设,引领我国核工业实现从无到有、由弱变强的历史性跨越。这位核动力事业的“拓荒牛”,就是中国工程院院士、我国核潜艇第一任总设计师彭士禄。作为我国农民运动的先驱彭湃烈士之子,彭士禄继承先辈遗志、传承红色基因,以身许国、科技报国。2021年3月22日,彭士禄在京病逝,享年96岁。近日,中央宣传部向全社会宣传发布彭士禄的先进事迹,追授他“时代楷模”称号。

摘要： 只要祖国需要,我愿意贡献一切!著名核动力专家、中国第一代核潜艇首任总设计师彭士禄于今年3月22日去世。近日,中宣部决定追授彭士禄院士“时代楷模”称号。为了祖国的核事业,他隐姓埋名数十年,49岁时切除了3/4的胃,晚年只能靠鼻饲提供营养。从中国第一代核潜艇到大亚湾核电站,再到秦山二期核电站,都倾注了他大量的心血。在他生前的最后一段影像中,他一字一字铿锵有力地这样说道。

摘要： 头戴白色帽子,身穿一套白色工作服.戴上白手套、面罩,穿上标记有数字的白色厚底鞋,乔素凯走进大亚湾核电站的最深处。在那里,有一个如大海般的蔚蓝色水池,水下4米深处,是157组核燃料组件,每组核燃料组件有264根核燃料棒,令人谈之色变的核裂变反应就在这里发生。

摘要： 关键词·为国献身"活着能热爱祖国,忠于祖国,为祖国的富强而献身,足矣!"——中宣部近日决定,追授著名核动力专家、中国核潜艇首任总设计师彭士禄院士"时代楷模"称号。从中国第一代核潜艇,到大亚湾核电站,再到秦山二期核电站,彭士禄为之倾注了大量心血,被誉为中国核动力事业的"拓荒牛"。为了祖国的核事业,彭士禄隐姓埋名工作了数十年。但他从不计较个人利益得失,从未向组织提出任何个人要求,始终以国家的利益为先。2021年3月22日,彭士禄在北京逝世,享年96岁。

摘要： 凡工程技术大事必须做到清清楚楚,心中有数,一点儿也不能马虎一中国工程院院士、核动力专家彭士禄曾.负责我国大亚湾核电站的引进、总体设计和前期工作,组织自主设计建造秦山核电站二期,为我国核事业发展作出了开创性的贡献。

摘要： 关于董孝胜董孝胜,男,研究员级高级工程师,北京广利核系统工程有限公司副总经理,参与了国家"863计划"和国家科技重大专项核电数字化仪控系统平台研制的相关课题研究,20余年核电仪控设计、运维、DCS项目以及核电数字化转型工作经验;经历了大亚湾核电站"以核养核、滚动发展",核电批量化建设以及从二代到四代核电堆型建设。

摘要： 本文介绍了大亚湾核电站1997~2004年所进行的氚监测与内照剂量评价工作.文中给出了RX反应堆厂房,KX核燃料厂房和其他核辅助厂房在换料大修期间空气中HTO的变化情况,并对相应人员进行了尿氚监测,两者的结果显示了很好的一致性.7年的监测结果表明,其氚致内照剂量当量约占同期外照射产生的集体剂量的0.31﹪~2.35﹪.对于压水堆核电站氚内照剂量的监测管理,可采用场所空气监测结果估算集体剂量,用特殊监测的尿氚测定结果报出最大个人受照剂量.

摘要： 大亚湾核电站通过开发应用PdM,建立了完整的设备状态监测实施、分析、评估、维修决策、反馈体系.本文介绍了PdM系统的结构与功能,讨论了PdM实现的3个技术要点:监测与诊断模型、多数据源的参数综合处理和设备信息门户,并通过实例说明核电站应用PdM所获得的效益.

摘要： 计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了135Xe,149Sm和241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度,在分析基础上设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案.从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性.

摘要： 本文总结了大亚湾核电站自商业运行以来十年(1994~2003)内对其周围的辐射环境监测.介绍了监测系统、方案和方法、主要结果及其初步评价.评价表明:周围地区的辐射环境质量状况,除在牡蛎等少数海洋生物中测到与电站排放相关的痕量放射性核素110mAg及厂区监测井中有时测到高于本底的氚外,基本上保持在运行前的本底水平.

摘要： 要更好的理解放射性废物问题,应考虑到以下两个基本事实所有人类活动都会产生废物放射性是一种自然界的现象核电站逃不过这个普遍规律.本文对大亚湾核电站放射性废物运行管理原则、方法及取得的绩效给予详尽论述.

摘要： 本文系统地介绍了广东大亚湾核电站(GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近10年来的持续改进.由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进,大亚湾核电站自1994年投产以来,放射性固体废物产生量连年下降,2002年每台机组减少到63.5m3,为1995年127m3的50％,达到法国同类核电机组的先进水平;从1994至2002年的9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为1563.51m3,仅为设计值的18％,废物货包符合安全处置的标准和要求.另外,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析,提出了建议.

摘要： GERC(广东省环境辐射研究监测中心)通过对GNPS(广东大亚湾核电站)周围海域环境介质海水、海底泥、海洋生物监测数据的总结和数据分析,可以看出,海水核素Cs浓度的变化趋势与GNPS年排放废液中核素Cs的排放量相关,但影响轻微.GNPS废液排放的核素Cs在海底泥的沉积不明显,并随着核素Cs、Sr的衰变,其周围海域环境介质核素Cs、Sr放射性水平逐年降低.海洋生物对核素Cs、Sr的浓集不明显,其含量保持在该地区本底水平.

摘要： 本文报道了对大亚湾核电站循环海水泡沫的分析结果,分析项目包括物理的、化学的、生物的、生化的、放射化学的和γ能谱等,获得了系统的分析数据,并对洗漱的形成机理以及泡沫对出水口循环海水水质的影响进行了讨论.

摘要： 大亚湾核电站实施18个月换料后，基地氚排放已经接近排放限值。为了降低大亚湾核电基地的氚排放量（源棒内的锑-铍芯块活化产生氚），以减少氚排放对环境的影响，大亚湾核电站自2007年启动了取消二次中子源改进研究项目。经多次试验和论证，大亚湾核电站在二号机组第十四次大修期间成功实施了无二次中子源装料和启动。

摘要： 大亚湾反应堆中微子实验是一个正在建设中的大型国际合作实验.实验通过探测大亚湾核电站产生的中微子,精确测量中微子混合角θ13。θ13是中微子物理中两个最基本的未知参数之一,其数值的大小决定了未来中微子物理的发展方向,而且很有可能与宇宙中反物质缺失之迷有关,因此它的精确测量具有重大的科学意义.目前探测器正在建造中,预期2011年开始取数,三年的数据量即可达到物理目标--测量sin22θ13到0.01的精度.大亚湾中微子探测器是一个地下的低本底、低能量、高精度大型核探测器.本文介绍了大亚湾实验的整体方案、探测器的设计与研制进展、以及在探测器研制中发展出的一些核探测技术.

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明涉及核电站安全技术领域，公开了一种核电站安全状态的评估方法、系统及核电站设备。核电站安全状态的评估方法包括：获取预先建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的全部核电站安全参数的运行状态；根据预先设置的核电站安全参数的安全评估规则和安全等级对获取的全部核电站安全参数的运行状态进行安全等级评估，以获取全部核电站安全参数的安全等级；以及根据建立的核电站安全参数逻辑关系模型中的安全参数逻辑关系对获取的全部核电站安全参数的安全等级进行逻辑运算处理，以获取核电站整体安全状态的安全等级。相对于现有技术，本发明提高了核电站安全状态评估的便捷性、准确性和可靠性，提升了核电站的安全性和可靠性。

摘要： 本申请适用于核电站信息化建设技术领域，提供了一种核电站系统、核电站方法、装置、工控机以及计算机可读存储介质，包括：获取语音信息，从接收终端组中确定接收语音消息的目标接收终端组，基于与目标接收终端组中每一个目标接收终端之间的通话关系，发送语音信息至目标接收终端组中每一个目标接收终端，以指示目标接收终端向目标接收人员播放语音信息。本申请实施例利用工控机将发送人员的语音信息并发外呼传达给多个接收人员，在发送人员需要将信息同时传达给多个接收人员的应用场景下，不需要通过发送人员依次拨打多个接收人员的电话进行联系并告知内容，达到缩短传达信息的时间、提高信息传达效率以及提高信息传达准确率的效果。

摘要： 本发明涉及一种核电站安全壳用清扫设备，所述安全壳外侧设置有空气流通通道，所述清扫设备包括：压缩空气源；压缩空气管路；多个吹扫口，邻近安全壳顶封头外表面设置；和吹扫控制单元，其中：所述压缩空气管路连通压缩空气源与所述多个吹扫口，所述多个吹扫口吹扫顶封头外表面；所述吹扫控制单元适于控制基于吹扫口的吹扫操作。本发明还涉及一种具有该清扫设备的核电站，以及一种核电站安全壳用清扫方法。

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明的课题是一种核电站热效率诊断系统(10)，具有：暂时设定给水流量的给水冷凝水流量设定单元(13)；计算加热器中的给水和冷凝水的热量交换的加热器热收支计算单元(14)；假定核电站的高压涡轮输出计算单元(15)，假定核电站的高压涡轮的出口的干燥度，求出高压涡轮的输出计算值；高压涡轮输出校正单元(16)，校正上述高压涡轮的出口处的干燥度，以校正高压涡轮的输出计算值；计算高压涡轮的内部效率的高压涡轮内部效率计算单元(17)；设定低压涡轮的入口处的蒸气条件的低压涡轮入口蒸气条件设定单元(18)；求得低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出计算单元(21)；校正低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出校正单元(22)；计算低压涡轮的内部效率的低压涡轮内部效率计算单元(23)；确定成为核电站的性能降低因素的构成要素的性能降低因素设备确定单元(25)。

摘要： 本申请涉及一种核电站严重事故应对系统、方法和核电站，该核电站严重事故应对系统包括加压水箱组和常压水箱组；加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器；加压水箱组和常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。上述核电站严重事故应对系统，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对系统的应用场景。

摘要： 本发明公开了一种核电站湿保养用组合物，所述组合物包括卡巴腙、pH调节剂、催化剂和水，所述组合物中卡巴腙的质量百分比为0.5％‑2％，所述催化剂用于加快卡巴腙的还原反应速率；所述pH调节剂用于调节所述组合物为碱性。优选的卡巴腙的质量百分比为0.7％‑1.8％。本发明的核电站湿保养用组合物，采用卡巴腙和用于加快其还原速率的催化剂，生态毒性低于联氨，且反应产物主要为氮气、水和二氧化碳，不会产生有害的副产物，能够解决核电站蒸汽发生器湿保养阶段用联氨具有生态毒性、室温保养效果差等问题。

摘要： 本发明公开一种核电站的管道安装系统以及核电站的管道安装方法，所述核电站的管道安装方法包括以下步骤：将移动机构置于反应罐内；基于起吊机构，将管道转运至所述移动机构的承载区域上；基于所述移动机构，将所述管道转运至穿过所述反应罐的第一通孔；获取所述第一通孔内的设定位置，并基于调节机构，将所述管道转移至所述设定位置；对所述第一通孔进行扩孔，获得以所述设定位置为圆心的第二通孔；通过法兰盘将所述管道连接至所述第二通孔。通过所述移动机构和所述调整机构移动所述管道以及调姐所述管道的位置，操作简单，缩短现场安装时间，能够将管道精准地安装于反应罐，并且是将整个管道进行安装，使得安装偏差小、近乎没有偏差。

摘要： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。