欧洲压水堆

摘要： 【世界核新闻网站2020年2月24日报道】2020年2月22日,法国弗森海姆核电厂1号机组永久关闭,预计该电厂2号机组将于6月30日关闭。这两台机组均为880 MWe压水堆,分别于1977年和1978年投运,是法国役龄最长的2台机组。根据2015年《绿色增长能源转型法》,当时的核电装机容量(63. 2 GWe)将成为法国未来核电装机容量的上限,核发电量在总发电量中所占份额到2025年将降至50%。

摘要： 【本刊2020年3月综合报道】英国核监管办公室(ONR)和环境局(EA) 2020年2月13日联合发布公告说,中国"华龙一号"反应堆设计已通过通用设计审查(GDA)的第三阶段,进入最后的第四阶段。中国广核集团和法国电力公司(EDF)的合资公司通用核能系统有限公司(GNS)准备使用这一设计在布拉德韦尔建设核电厂。中广核"华龙一号"GDA首席技术官毛庆表示。

摘要： 根据世界核协会(WNA)公布的数据,截至2019年12月31日,全球共有30个国家在使用核能发电,在运核电机组总计442台,总装机容量约为392. 4 GWe;18个国家正在建设总计53台核电机组,总装机容量约为59. 9 GWe。2019年,全球共有3台核电机组完成第一罐混凝土的浇筑,正式启动建设,俄罗斯、伊朗和中国各1台;6台新机组首次并网发电,其中俄罗斯3台、中国2台和韩国1台;13台机组永久关闭,其中日本5台,美国2台,俄罗斯、德国、韩国、瑞典、瑞士和中国台湾地区各1台。

摘要： 2018年12月14日,中国广核集团(下简称:中广核)与法国电力集团(EDF)联合宣布,广东台山核电1号机组已于北京时间12月13日17时完成168h示范运行,具备商业运行条件,由此成为全球首台具备商运条件的EPR(欧洲压水堆,是目前世界上最具代表性的新一代核电堆型之一)三代核电机组。

摘要： 【世界核新闻网站2018年3月12日报道】2018年3月10日,印度核电有限公司（NPCIL）与法国电力公司（EDF）签署合作协议,为在杰塔普建设6台欧洲压水堆（EPR）机组设定工业框架和时间表。

摘要： 【世界核新闻网站2018年6月27日】法国电力公司（EDF）和通用电气公司（GE）近期签署战略合作协议,双方未来将在拟建6台欧洲压水堆（EPR）机组的印度杰塔普核电建设项目中开展合作。两家公司在一份联合声明中表示,这是在法电与印度核电有限公司（NPCIL）2018年3月10日签署的合作协议（详见本刊2018年第4期相关报道）执行过程中的一个重要步骤。

摘要： 【世界核新闻网站2018年7月25日报道】法国电力公司（EDF）2018年7月25日宣布，弗拉芒维尔3号机组的装料时间再度推迟，从2018年第四季度推迟至2019年第四季度。与此同时，这台欧洲压水堆（EPR）机组的造价从105亿欧元（123亿美元）增加至109亿欧元。

摘要： 【世界核新闻网站2018年6月1日报道】法国电力公司（EDF）2018年5月31日宣布,弗拉芒维尔3号机组二回路管道部分焊缝的调查工作将延长＂数周＂。这台欧洲压水堆（EPR）机组的投运时间可能会因此再度推迟＂数月＂。在3月21日的首次全面检查期间.

摘要： 【欧洲核学会核新闻网(NucNet)2018年10月17日报道】法国电力公司(EDF)准备在2021年年底之前启动英国塞兹韦尔C项目的建设工作,即开始建设2台欧洲压水堆(EPR)机组。法电能源公司(EDF Energy)首席执行官西莫内·罗西2018年10月16日在英国能源协会(Energy UK)年会上表示,法电能源将于2019年1月与相关干系人就该项目进行第三轮也是最后一轮磋商,于2020年初提交规划申请,为在2021年正式启动建设铺平道路。法国能源是法电的英国子公司。

摘要： 【欧洲核学会核新闻网（NucNet）2017年3月17日报道】法国电力公司（EDF）2017年3月16日宣布，已启动弗拉芒维尔3号机组的系统性能测试。该机组采用1600MWe的欧洲压水堆（EPR）设计，是法国唯一的在建机组。

摘要： 欧洲压水堆(EPR)作为第3代核电技术,在事故运行程序EOP方面,与CPR1000(中国改进型三环路压水堆)核电站相比有很大差别.本文从EOP人机接口、EOP结构及内容3个方面对EPR和CPR1000核电站的EOP进行了对比分析,提出了CPR1000核电站EOP的优化建议.

摘要： 本发明涉及一种压水核反应堆的燃料元件，其中，许多沿轴向方向延伸的燃料棒(10)在许多彼此间隔开的栅格式的正方形间隔件(12)中引导，间隔件的边缘分别由四个边缘板条(14a、14b)构成，至少一个间隔件(12)具有至少两个结构上彼此不同的边缘板条(14a、14b)，用以产生一个由流动的冷却水(K)在该间隔件(12)的平面内横向于轴向方向作用到燃料元件(4)上的力(F)。按这种方式可以产生一种由这种燃料元件(4)组成的堆芯(5)的系统的预定的弯曲并且在其设计中加以考虑。

摘要： 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。

摘要： 本发明公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本发明中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本发明具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。

摘要： 本发明涉及一种压水核反应堆的燃料元件，其中，许多沿轴向方向延伸的燃料棒(10)在许多彼此间隔开的栅格式的正方形间隔件(12)中引导，间隔件的边缘分别由四个边缘板条(14a、14b)构成，至少一个间隔件(12)具有至少两个结构上彼此不同的边缘板条(14a、14b)，用以产生一个由流动的冷却水(K)在该间隔件(12)的平面内横向于轴向方向作用到燃料元件(4)上的力(F)。按这种方式可以产生一种由这种燃料元件(4)组成的堆芯(5)的系统的预定的弯曲并且在其设计中加以考虑。

摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站循环系统和压水堆核电站发电方法，属于核电站发电领域。本发明通过余热锅炉吸收燃气轮机的高温排气余热，并将高温排气余热传递给熔盐换热器中的熔盐工质，当蒸汽发生器产生的饱和蒸汽经过熔盐换热器时，变成过热蒸汽，该过热蒸汽依次经过高压缸和低压缸带动蒸汽轮机发电后，被冷凝成凝结水，该冷凝水重新被加热和除氧后，再次进入蒸汽发生器进行下一轮循环，有效利用了燃气轮机的高温排气余热，且相比于在高压缸和低压缸之间添加汽水分离再热器，本发明通过熔盐换热器将饱和蒸汽变成过热蒸汽，简化了压水堆核电站的二回路系统，提高了压水堆核电站的整体效率。

摘要： 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。

摘要： 本发明公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本发明中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本发明具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。

摘要： 本发明涉及用于缓解压水堆核电厂SGTR事故的控制方法、装置及核电厂压水堆，包括：S1、在一回路正常工作时，监测二回路外侧的放射性活度，其中，一回路通过上充泵维持正常工作；S2、在放射性活度大于或等于第一预设值时，触发闭锁化学与容积控制系统的增流注入信号，以关断增流注入信号输出，其中，化学与容积控制系统的上充泵用于根据增流注入信号触发增流；S3、监测一回路的回路压力，并在回路压力小于或等于第二预设值时触发生成安全注入信号，以根据安全注入信号解锁化学与容积控制系统的增流注入信号，使化学与容积控制系统输出增流注入信号。实施本发明能够增加SGTR类事故的裕量，提高电厂的经济性和安全性。

摘要： 本实用新型公开了一种压水堆核电厂的反应堆厂房及压水堆核电厂，该压水堆核电厂，换料水池的构件池侧设有连通于堆腔侧的开口，限位结构和燃料暂存架沿第一方向间隔设置，限位结构相对燃料暂存架远离开口，堆内构件存放架和燃料暂存架沿第二方向间隔设置；水闸门为一体式结构，水闸门具有位于构件池侧内的第一位置，以及位于开口处的第二位置，当水闸门位于第一位置时，限位结构的多个限位柱一一对应地插接于水闸门的多个插槽，压紧组件能沿第二方向将水闸门压紧于构件池侧的侧壁，当水闸门位于第二位置时，水闸门能够封闭开口。该压水堆核电厂的反应堆厂房，水闸门能存放于构件池侧，且水闸门一体成型，密封性好，便于装配和拆卸。

摘要： 本实用新型公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本实用新型中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本实用新型具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。