核电站建设

摘要： 近日,法国政府计划在2023年提交新的核电站建设计划,并希望新的核电站能够在2035年到2037年间投入使用,法国电力公司已向政府提交了建造6座新的压水堆的可行性报告。此前的2021年10月12日,法国总统马克龙在巴黎公布了“法国2030”投资计划,其中提出了要“重塑核电”,宣布法国将重新启动境内的核反应堆建设,以应对全球变暖。

摘要： 1965年大学毕业后入职第一机械工业部武汉热工机械研究所的付满昌,从转战大漠戈壁到参与核电站建设,从出国深造到带队与国际企业合作,从在国际舞台上为中国发声到回归核工业领域进行科研攻关与核电建设,直到光荣退休,一辈子献身核工业。对于拥有过许多头衔的付满昌而言,中国常驻国际原子能机构(IAEA)代表团团长、副代表、公使衔参赞这一身份显得尤为特别。

摘要： 近日,在辽宁葫芦岛海事部门全方位保障下,施工船舶“方驳116”轮为中核辽宁徐大堡核电站开钻首个爆破孔,此次钻孔工作系“3、4号机组排水暗渠EPC工程”的爆破清礁工序,标志着徐大堡核电站配套海工工程进入全面建设阶段。

摘要： "2020年11月27日,我国自主三代核电‘华龙一号’全球首堆——中核集团福清核电5号机组首次并网成功。这在核电站建设进程中是一个重大节点。"中核集团首席专家、"华龙一号"总设计师、中国核电工程有限公司总工程师邢继告诉记者。福清在福州的南翼,依山面海。福清核电站向海而建。采用"华龙一号"技术建造的福清5号、6号机组的主厂房高达72米,外壳直径为48米。远远望去,巍峨的穹顶或映着蓝天白云,或衬着大海落日,气势十分壮观。

摘要： 中科院院士林皋,是我国著名水利工程和地震工程专家,从上个世纪50年代开始至今,为我国诸多重点水利工程与核电站建设解决抗震这一关键技术问题做出了卓越贡献。林皋是中国大坝抗震学科的开创者之一。在中国,只要提到大坝抗震这门学科,就一定会听到林皋这个名字。如今,已年过九旬的他,依然以时不我待、只争朝夕的姿态在教学、科研一线耕耘不辍。

摘要： 中科院院士林阜是我国著名水利工程和地震工程专家,从20世纪50年代开始至今,为我国诸多重点水利工程与核电站建设解决抗震这一关键技术问题做出了卓越贡献,是我国大坝抗震学科的开创者之一。

摘要： 【热点背景】2011年3月11日,日本东北太平洋地区发生里氏9级地震,继而引发海啸。由东京电力公司运营的福岛第一核电站因海水灌入发生断电,其4个核反应堆中有3个先后发生爆炸和堆芯熔毁,造成灾难性核泄漏。据日本经济新闻2021年4月13日消息,日本政府当天举行内阁会议,正式决定向海洋排放福岛核电站产生的对海洋环境等有害的核废水。

摘要： 核电站投入运营前的调试工作就如同航母或飞机的试航和试飞,是系统实现设计目标的关键,更是安全运行的保障。中国广核集团(下文简称中广核)有一支国际领先的核电站调试队伍,不但在国内核电进行机组调试,还到芬兰、法国等海外核电站进行调试工作。他们不但能调试核电站建设中的核岛主系统、核岛辅助系统、核岛三废系统、电机等系统,还能对核电站在役机组进行服务和改造。

摘要： 中国能源建设集团安徽电力建设第二工程有限公司防城港项目部参与“华龙一号”核电站建设,73个班组从班组环境标准化、作业环境标准化、职工行为标准化、绩效考核标准化等方面开展班组安全管理标准化创建,努力实现班组“行为零违规、安全零重伤、质量零缺陷”的目标。2019年度张富焊接班、张元旺客车班和林桂安测放班3个班组,同时被评为安全管理标准化示范班组,为打造核电精品工程、创国际一流标杆奠定了基础。

摘要： 1月中旬,日立制作所确定了退出在英国规划的核电站建设项目的方针,并且冻结日立在英国核业务领域持有的资产,预计会在2018财年(截至2019年3月)内录得约3000亿日元(约187亿元人民币)的损失。在日本国内,尽管很多核电站正在老化,但日本政府甚至没有提出新增建核电站的方针。通过出口海外来维持日本国内核电技术的意图已经落空。

摘要： 针对核电站模块化的建设特点,分析了核电站建设现场物料实际运抵量变化曲线与计划需求量变化曲线的关系,点明了核电建设现场物料管理的零库存目标,在此基础上提出建立以"拉"式信息驱动为基础的核电站建设物料管理系统.将核电站建设物料管理系统分为物料编码子系统、采购与现场材料管理集成子系统以及计划控制子系统,以施工现场的物料需求作为整个物料管理系统运行的驱动源,实现准时采购,以缩小物料实际运抵量与计划需求量之差,达到减少现场仓库库存的目的.

摘要： 随着我国核电站建设向内地发展，广泛分布在内地的沉积岩及变质岩(以下称为沉积岩)场地将成为众多核电站建设的必然选择。沉积岩场地的共同特点是岩体的不均匀性，即成层性，有不同的倾角,各层有不同的物理力学特性，具有不同的风化程度，有的场地处在盆地中或山脊之上。沉积岩场地的这些特性。使估计它的场地地震动反应更加困难。然而，在核电站安全性评价中，场地地震动反应分析是最重要的工作之一，因此准确计算沉积岩场地的地震动反应已成为对工程界的重大挑战之一。遗憾的是，场地条件对地震动反应的影响却至今无法准确评价。这是因为：1、场地软硬程度对地震加速度的放大特性;2、沉积岩场地的风化程度对场地地震波的放大特性；3、在盆地中的沉积岩场地的"盆地效应”对地震波的放大特性；4、地震波本身的随机性；5、国内沉积岩场地不确定性的地震动反应分析模型及工程分析计算软件研究的复杂性。上述问题，国外学者已开展研究，并取得一些成果，但研究仍处于初期阶段。而国内对于将作为核电站地基的沉积岩场地至今没有进行系统的研究。可以设想，如果不能准确估计沉积岩场地地震动反应,就很难确保核设施的安全性评价，也将严重阻碍在我国内地广大沉积岩地区的核电站建设。

摘要： AP1000是先进的第三代核电技术,世界首座核电站建设正在浙江三门如火如荼地进行中.面对全新的技术,面对首座核电站建设的风险,必须寻求最先进和最有效的项目管理技术.本文着重研究先进的项目管理技术——赢得值管理在AP1000核岛建安工程的应用.依据赢得值技术基础理论,结合AP1000电站核岛建安工程项目特点,分别建立建安工程赢得值体系的三个重要技术参数,即计划值BCWS (Budgeted Cost of Work Scheduled),赢得值BCWP(Budgeted Cost of Work Performed)和实际值ACWP (Actual Cost of Work Performed),对三个参数进行分析,将建安工程进度和费用的结合和动态控制,从而有效地实现对项目进展状况的跟踪和控制.

摘要： 本文通过对核辐射、放射性的来源、机理的描述,分析了核电与公众环境安全、核电站建设与核安全、与改善环境、与缓解温室效应等的相关问题。表明:核电是一种清洁的能源,可以确保公众环境安全,发展核电有利于新能源的开发利用、有利于人类的发展。

摘要： 国内核电站在建造过程中不断探索自密实混凝土应用，二代加电站阶段处于自密混凝土探索阶段，主要对于自密实混凝土物理性能、工作性能进行试验，研究重心在于验证自密实混凝土是否满足核电站建造要求。三代电站阶段是自密实混凝土应用阶段，自密混凝土应用于模块混凝土、特殊部位混凝土施工，研究重点在于自密实混凝土施工技术。总结目前三代核电自密实砼应用实践，为今后核电站自密混凝土推广使用打下良好基础，研究重点侧重于将成熟施工方案固化成标准施工工艺，指导施工。

摘要： 国内核电站在建造过程中不断探索自密实混凝土应用，二代加电站阶段处于自密混凝土探索阶段，主要对于自密实混凝土物理性能、工作性能进行试验，研究重心在于验证自密实混凝土是否满足核电站建造要求。三代电站阶段是自密实混凝土应用阶段，自密混凝土应用于模块混凝土、特殊部位混凝土施工，研究重点在于自密实混凝土施工技术。总结目前三代核电自密实砼应用实践，为今后核电站自密混凝土推广使用打下良好基础，研究重点侧重于将成熟施工方案固化成标准施工工艺，指导施工。

摘要： 国内核电站在建造过程中不断探索自密实混凝土应用，二代加电站阶段处于自密混凝土探索阶段，主要对于自密实混凝土物理性能、工作性能进行试验，研究重心在于验证自密实混凝土是否满足核电站建造要求。三代电站阶段是自密实混凝土应用阶段，自密混凝土应用于模块混凝土、特殊部位混凝土施工，研究重点在于自密实混凝土施工技术。总结目前三代核电自密实砼应用实践，为今后核电站自密混凝土推广使用打下良好基础，研究重点侧重于将成熟施工方案固化成标准施工工艺，指导施工。

摘要： 国内核电站在建造过程中不断探索自密实混凝土应用，二代加电站阶段处于自密混凝土探索阶段，主要对于自密实混凝土物理性能、工作性能进行试验，研究重心在于验证自密实混凝土是否满足核电站建造要求。三代电站阶段是自密实混凝土应用阶段，自密混凝土应用于模块混凝土、特殊部位混凝土施工，研究重点在于自密实混凝土施工技术。总结目前三代核电自密实砼应用实践，为今后核电站自密混凝土推广使用打下良好基础，研究重点侧重于将成熟施工方案固化成标准施工工艺，指导施工。

摘要： 国内核电站在建造过程中不断探索自密实混凝土应用，二代加电站阶段处于自密混凝土探索阶段，主要对于自密实混凝土物理性能、工作性能进行试验，研究重心在于验证自密实混凝土是否满足核电站建造要求。三代电站阶段是自密实混凝土应用阶段，自密混凝土应用于模块混凝土、特殊部位混凝土施工，研究重点在于自密实混凝土施工技术。总结目前三代核电自密实砼应用实践，为今后核电站自密混凝土推广使用打下良好基础，研究重点侧重于将成熟施工方案固化成标准施工工艺，指导施工。

摘要： 主要介绍河电站建设中双向不锈钢CH77模块制作过程中的难点,并对双向不锈钢CH77模块制作工程中的焊接变形的控制对策进行了阐述。

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。