某核电站3、4号机组(简称:二期工程)采用VVER-1000堆型,一回路主冷却剂系统(简称:主管道)是核电站的“主动脉”,由1台反应堆压力容器、4台蒸汽发生器、4台主泵和1台稳压器及4个环路的主管道组成。主管道系统完整结构示意图如图1所示。 图1主管道系统结构示意Fig.1Schematic diagram of main coolant piping syst...
2 0 1 3 第 34 卷 增刊 1 2 0 1 3年 7 月 文章编号: 0258-0926(2013)S1-0080-05 VVER-1 000 型反应堆停堆及临界模式优化研究 卢宗健, 刘同先, 王金雨, 吴 磊, 于颖锐 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都, 610041 摘要: 在确保安全的前提下, 经济性是核电厂的重要目标...
VVER-1000堆型一回路水压试验准备与实施
摘要: 【《瑞士原子能协会通报》1988年第 1期第12页报道】据苏联《原子能》1987年11月报道,苏联人正在制造一种新型容器,用于运输来自VVER-1000核电站的乏燃料元件.这种"TK-13"型容器的运输能力,是迄今用于VVER-1000型堆燃料元件TK-10型容器的 2倍.VVER-440型核电站的乏关键词:...
目前全球核电市场中的三代压水堆核电机型主要包括,AP1000、EPR、VVER系列中的三代机型和APR1400等。除了APR1400之外,在我国都有在建机型。(本报7月6日二版曾对我国全部在建三代压水堆核电机组进行梳理,因此本文不再重复。)而我国近期有望核准的新项目中,更是将采用我国自主知识产权的三代核电机型。为了让读者对...
以下属于第三代核电技术八种主要堆型的范畴内的是()。A、AP1000美国西屋B、CAP1400中国C、VVERTOI俄罗斯D、EPR法国阿海珐
VVER-1000堆型主管道焊缝冲击性能影响因素研究 郑倩倩 1宋纪煜 1郑日水 1孙彬彬 1罗超 2于立学 3吴庆 1姜立伟 1李小科 4 摘 要结合大直径厚壁珠光体管道出现在5G1T位置冲击值偏低问题,针对珠光体耐热钢水平固定位置的焊接参数、试验值、焊接材料、线能量等影响因素进行了研究,经过分析及论证,最终得出:焊接热输入...
目前全球核电市场中的三代压水堆核电机型主要包括,AP1000、EPR、VVER系列中的三代机型和APR1400等。除了APR1400之外,在我国都有在建机型。(本报7月6日二版曾对我国全部在建三代压水堆核电机组进行梳理,因此本文不再重复。)而我国近期有望核准的新项目中,更是将采用我国自主知识产权的三代核电机型。为了让读者对...