核电站

摘要： 中国中核集团秦山三期核电站装备两台700兆瓦级重水堆核电机组,是我国首座商用重水堆核电站,设计寿命40年.核电站采用加拿大CANDU-6型重水堆核电技术,加拿大原子能公司是重水堆核电站项目的总承包商.CANDU-6型重水堆核电站采用模拟仪控系统,在市场上一些仪控板卡已经无供货商可以提供此类设备,备件受到影响.重水堆核电站的仪控系统的备件需要进行国产化设计研究.重水堆核电站功率调节除了液体区域控制系统外,还有通过调节21根调节棒、4根吸收棒和6个轻水区域控制装置来控制反应堆堆芯功率调节.同时重水堆1号停堆系统布置了28根停堆棒,以在紧急情况下插入反应堆.调节棒电机禁止单元是非常重要的涉及核安全的控制单元,是重水堆核电站控制系统涉及堆芯安全相关的控制板卡.此控制板卡原供货商已经停产,无法进行采购,国内并没有此控制板卡的供货商,板卡备件出现断供隐患,需要对原控制板卡的技术进行消化吸收和国产化设计研发.

摘要： 本文通过对翻译市场的行业环境、潜在客户、竞争对手和自身优劣势的分析,结合企业翻译服务项目投标活动过程中的数据收集、经验总结,分析得出下一步的翻译服务市场开发策略,为后续开发工作提供目标明确,坚实有力的开发行动指南.对其他核电站的翻译项目开发具有参考意义.

摘要： 在核电行业,一些事故和安全事件发生的原因很大部分都是因为人的失误而造成的,而且在核电站的人机系统中,人因失误事件的发生概率很大,为了进一步确保核电站的安全稳定运行,提高人的可靠性就会成为了研究的重点.本文结合当前核电站因人失误造成的事故,分析核电站人因失误的产生机理,并结合实际情况,提出预防措施,提高核电站的运行安全.

摘要： 随着核电事业的迅猛发展,核电站放射性废物的排放量逐渐增多,对人类生存和环境造成了威胁。放射性废物空间处置(Radioactive Waste Disposal in Space)于20世纪下半叶,针对该问题已经存在很多相关讨论及实践措施。笔者从运输工程、成本和收益、法律等方面,对放射性废物空间处置的可行性进行分析研究。

摘要： 为了降低核电站地下综合管廊在一些潮湿环境中因水汽导致感烟火灾探测频繁误报问题,对现场情况及当前感烟火灾探测技术做了充分的调研分析。现基于双波长感烟探测及烟雾算法识别等技术开发一套适用于高湿环境下的双波长感烟火灾探测器,并通过相关试验验证该探测器在高湿环境中的适用性及稳定性。结果表明该感烟探测器在高湿环境中烟雾识别算法可成功剔除水汽产生的干扰信号,避免误报情况的发生,实现可靠稳定的运行效果。

摘要： 随着控制理论与技术的进步,某核电站项目首次采用数字化技术的后备盘(以下简称:ACP),使其具有更高的集成度和可靠性,为机组安全稳定运行提供更有效的支撑。其网关采用了虚拟实物模拟,Level 2层采用实物模拟的方式,并去除参考机组冗余的硬件设备和网络架构,具备仿真精度高、通讯集成度高、设备占用空间小、节约采购成本等优点。ACP仿真技术的首次应用不仅可以提高操作员的培训质量,更能在日常的课程培训中将一些隐性问题发掘并反馈实体机组。

摘要： 在国家科技部“863”计划和国家科技重大专项的支持下,我国先后成功完成了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的建设和球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)的研发。2021年12月20日,全球首座球床模块式高温气冷堆核电站--山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站示范工程并网发电,意味着在该领域我国已成为世界核电技术的领跑者。

摘要： 台山核电项目是国内首次引进的EPR(欧洲第三代)三代核电技术项目,防火阀控制箱设备是适用于台山核电通风系统控制的安全级重要设备,研制能够满足三代核电技术要求的防火阀控制箱设备,对于提高国内核电设备的国产化有着非常重要的意义。首台套样机设备的研制涉及控制方案设计、产品设计制造以及鉴定试验等方面,控制方案根据国外先进技术要求,通过对设计方案的推理论证和最终验证,可以满足设备的控制要求;在产品设计方面参照以往核电项目核安全级控制箱设备研制经验,进行优化设计,保证研制的样机设备在满足控制原理要求的情况下,在正常和地震荷载下能够执行其规定的功能;根据相关标准规范要求,编制防火阀控制箱设备质量鉴定试验大纲,样机设备通过系列鉴定试验证明完全能满足台山核电通风系统防火阀控制使用要求,保证了台山核电项目EPR核电机组通风系统的安全可靠运行。

摘要： 核电站在现代化、信息化发展过程中,对仪控设备的可靠性提出了更高要求。介绍了传统可靠性增长试验方法和加速可靠性试验方法,阐述了核电仪控设备可靠性增长试验的技术应用,最后结合案例进行分析,以供参考。

摘要： 研究核电站附近海域漂流海藻的漂流路径对保障核电站冷源安全具有重要意义。本研究根据辽东湾东部海域漂流海藻的分布特征,构建该海域的二维水动力和粒子追踪数值预测、预报模型,基于近年实际观测的海流和潮位数据,对水动力模型进行验证,并根据2019年5月至8月释放北斗和GPS浮标采集数据,对该海域相同工况下的海藻漂移路径进行校验,均吻合良好。同时,对该海域7月大潮期,取水口附近海域的海藻堵塞风险进行了模拟分析,得到各不同工况下,漂流海藻到达取水口定义威胁区范围内的时间。结果表明,该数值模型能够对漂流海藻的漂移路径进行准确模拟,可为科学规避或有效减轻漂流海藻对核电站冷源取水口的堵塞风险提供技术支撑。

摘要： 文章以Landsat系列及HJ-1B卫星热红外影像为数据源,讨论热红外遥感技术在核电站周边海域海水表面温度(Sea Surface Temperature,SST)监测中的应用.介绍了热红外遥感测量理论基础和SST卫星遥感监测的技术流程,重点对该技术流程的海表温度反演算法和基准温度提取等问题进行了论述.基于大量现场实测数据,建立了基于实测数据验证支持的高精度SST反演模型.研究表明,卫星遥感监测可作为开展核电站温度场监测与热污染评价的首选技术方向和主要监测手段.

摘要： 目前CAP1400核电站钢安全壳环缝(材料SA738Gr.B)焊接以焊条电弧焊为主,效率低、成本高.在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验,并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析.结果表明,采用的焊材满足SA738Gr.B钢板焊接技术要求,埋弧焊工艺稳定可靠,核电站钢安全壳筒体环缝可采用埋弧横焊工艺进行焊接.

摘要： 依据国内M310、CPR1000、AP1000等堆型核电站主回路管道的焊接已陆续实现自动焊技术,在提升施工效率及质量方面效果显著,结合俄罗斯VVER堆型主管道复合钢材料的特点,论述国内核岛主管道自动焊接现状,对研发中国特色的主管道复合钢自动焊施工工艺、利用国外资源,推动国际化合作的可行性研究具有重大意义.

摘要： 不锈钢薄壁管道广泛用于核电站辅助管道系统,是在役核电维修中的重要项目,其焊接质量直接影-向核电的运行质量.在役核电站维修中对于大口径不锈钢薄壁管道的焊接存在充氩困难、管道变形、根部氧化等问题.重点论述了通过氲气室的选择和效果验证、使用合适的管道组对方法争采用合适的焊接方法和工艺参数,以及焊接过程中的关键点验证,能够确保大口径不锈钢薄壁管的焊接质量,并在中广核多个电站机组大修中得到应用,具有良好的适用性.

摘要： 以国内在建某核电站乏燃料水池为研究对象,对乏燃料水池不锈钢覆面采用自动钨极氩弧焊工进行研究.通过对焊接材料的选型、坡口设计、焊接工艺参数等进行实验论证与分析,结果表明,采用自动钨极氩弧焊工艺的焊接接头性能能够满足核电设计标准要求.结合工程现场实际的应用情况,对比传统手工氩弧焊接方法,自动钨极氩弧焊工艺具有焊接参数稳定、焊接变形小等特点,可有效提高工程现场焊接质量与效率.证明了该自动焊工艺在核电站乏燃料水池钢覆面焊接是可行的.

摘要： 核电SC结构是大直径环形双层柔性结构,自身质量大、整体刚度小、局部刚度大、焊接长度大,焊接变形控制是安装重点之一.选择有限元数值模拟进行计算分析,首先通过SC结构典型接头焊接试验及热弹塑性有限元法计算对比,确定了SC典型接头焊接应变值.通过典型接头应变数据及ANSYS有限元计算,进行了SC结构双层整圈模块及4层整圈模块安装焊接变形分析,给出了最佳焊接顺序及焊接变形情况,对后续实际施工具有较强的指导意义.

摘要： 核电SC结构是大直径环形双层柔性结构,自身质量大、整体刚度小、局部刚度大、焊接长度大,焊接变形控制是安装重点之一.选择有限元数值模拟进行计算分析,首先通过SC结构典型接头焊接试验及热弹塑性有限元法计算对比,确定了SC典型接头焊接应变值.通过典型接头应变数据及ANSYS有限元计算,进行了SC结构双层整圈模块及4层整圈模块安装焊接变形分析,给出了最佳焊接顺序及焊接变形情况,对后续实际施工具有较强的指导意义.

摘要： 核电SC结构是大直径环形双层柔性结构,自身质量大、整体刚度小、局部刚度大、焊接长度大,焊接变形控制是安装重点之一.选择有限元数值模拟进行计算分析,首先通过SC结构典型接头焊接试验及热弹塑性有限元法计算对比,确定了SC典型接头焊接应变值.通过典型接头应变数据及ANSYS有限元计算,进行了SC结构双层整圈模块及4层整圈模块安装焊接变形分析,给出了最佳焊接顺序及焊接变形情况,对后续实际施工具有较强的指导意义.

摘要： 核电SC结构是大直径环形双层柔性结构,自身质量大、整体刚度小、局部刚度大、焊接长度大,焊接变形控制是安装重点之一.选择有限元数值模拟进行计算分析,首先通过SC结构典型接头焊接试验及热弹塑性有限元法计算对比,确定了SC典型接头焊接应变值.通过典型接头应变数据及ANSYS有限元计算,进行了SC结构双层整圈模块及4层整圈模块安装焊接变形分析,给出了最佳焊接顺序及焊接变形情况,对后续实际施工具有较强的指导意义.

摘要： 核电SC结构是大直径环形双层柔性结构,自身质量大、整体刚度小、局部刚度大、焊接长度大,焊接变形控制是安装重点之一.选择有限元数值模拟进行计算分析,首先通过SC结构典型接头焊接试验及热弹塑性有限元法计算对比,确定了SC典型接头焊接应变值.通过典型接头应变数据及ANSYS有限元计算,进行了SC结构双层整圈模块及4层整圈模块安装焊接变形分析,给出了最佳焊接顺序及焊接变形情况,对后续实际施工具有较强的指导意义.

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。