沸水堆

摘要： 【美国西屋公司网站2022年3月8日报道】2022年3月8日,西屋公司(Westinghouse)在一次国际研讨会上表示,该公司在反应堆拆解市场中处于全球领先地位,近期在世界各地签署15台核电机组拆解合同。西屋近期获得的15台机组拆解合同包括:8台德国机组,即贡德雷明根B和C(均为128万千瓦沸水堆)、下威悉河(134.5万千瓦压水堆)、格拉芬莱茵菲尔德(127.5万千瓦压水堆)、格罗恩德(136万千瓦压水堆)、布龙斯比特尔(77.1万千瓦沸水堆)以及伊萨尔1号(87.8万千瓦沸水堆)和2号(141万千瓦压水堆);3台瑞典机组,即阿杰斯塔(1万千瓦加压重水堆)以及灵哈尔斯1号(88.1万千瓦沸水堆)和2号(85.2万千瓦压水堆)。

摘要： 【美国BWX技术公司网站2021年12月15日报道】2021年12月15日,Synthos绿色能源公司(SGE)、BWX技术加拿大分公司(BWXT Canada)和通用电气-日立核能公司(GEH)签署合作意向书,未来将联合在波兰部署模块化小型沸水堆BWRX-300。绿色能源公司与其合作伙伴计划到本世纪30年代初在波兰建设至少10座BWRX-300。

摘要： 【世界核新闻网站2022年2月15日报道】瑞典能源局近日决定向瑞典模块化反应堆公司(Swedish Modular Reactors)提供9900万瑞典克朗(约1060万美元)资金,支持在奥斯卡港核电厂(拥有3座沸水堆,其中2座已永久关闭)建设铅冷模块化小堆SEALER的电热非核原型堆。该原型堆拟于2024年投运,将运行5年时间,用于在高温熔融铅的环境中测试并验证相关材料和技术。

摘要： 【世界核新闻网站2022年1月20日报道】瑞典核电运营商OKG公司2022年1月20日宣布与林德气体公司(Linde Gas)签署氢供应合同。根据合同,OKG将在2022年上半年首次向市场提供其利用核电生产的氢。OKG于1992年在奥斯卡港核电厂建成一座制氢厂,开始利用核电制氢。生产出来的氢被加入到奥斯卡港三台沸水堆机组的冷却剂中,用于减少冷却剂中游离氧的含量,进而降低相关管道发生应力腐蚀的风险。

摘要： 【加拿大安大略电力公司网站2021年12月2日报道】加拿大安大略电力公司(OPG)2021年12月2日宣布,将与通用电气-日立核能公司(GEH)合作在达灵顿建设模块化小型沸水堆BWRX-300。双方拟于2022年向加拿大核安全委员会(CNSC)提交建设许可证申请,目标是最早于2028年在达灵顿建成首座BWRX-300。达灵顿是加拿大目前唯一拥有厂址准备许可证的厂址,可供开展核电建设前期准备工作。

摘要： 【世界核新闻网站2022年3月14日报道】瑞典第一家模块化小堆项目开发公司KarnFull Next与美国通用电气-日立核能公司(GEH)近日签署关于在瑞典部署小型沸水堆BWRX-300的谅解备忘录。Karnfull公司表示,瑞典已选择通用电气-日立作为本国小堆技术供应商,以尽快启动一系列小堆项目建设。

摘要： 【世界核新闻网站2022年8月3日报道】美国田纳西流域管理局(TVA)与通用电气-日立核能公司(GEH)近日签署协议,将合作在田纳西州橡树岭(Oak Ridge)克林奇河(Clinch River)开展模块化小型沸水堆BWRX-300的建设规划和初步取证工作。

摘要： 【加拿大萨斯喀彻温电力公司网站2022年6月27日报道】在对多种模块化小堆技术进行全面评价后,加拿大萨斯喀彻温电力公司(Sask Power)决定选择通用电气-日立核能公司(GEH)小型沸水堆BWRX-300作为拟于本世纪30年代中期在萨省部署的候选技术。预计萨省电力公司将在2029年作出是否建设的最终决定。

摘要： 【本刊2022年6月综合报道】2022年5月,加拿大萨斯喀彻温省三家机构分别与小堆技术开发商签署合作协议,包括萨省研究委员会(SRC)与美国西屋公司(Westinghouse)签署有关微型热管堆e Vinci部署的备忘录,麦克马斯特大学、超安全核公司(USNC)和全球第一电力公司(GFP)签署有关微型高温气冷堆MMR部署的备忘录,萨省工矿业供应商协会(SIMSA)与通用电气-日立核能公司(GEH)签署有关小型沸水堆BWRX-300部署的备忘录。

摘要： 【世界核新闻网站2022年5月13日报道】美国田纳西流域管理局(TVA)近日表示,计划在2023年底或2024年初为在田纳西州橡树岭(Oak Ridge)克林奇河(Clinch River)建设小型沸水堆BWRX-300向核管会(NRC)提交许可证申请。田管局董事会2022年3月批准核能发展计划,为推进先进反应堆部署提供了系统化路线图。

摘要： 为了保证核电厂安全、可靠、经济和高效的运行，需要使得反应堆功率供求相平衡。同时要保证核电厂的各种主要参数在允许的范围内，必须要设计可靠的自动控制系统，才能保证整个核电站系统高效运行，克服各种干扰影响，避免异常停堆和事故的发生。因此，本文在已建立起的沸水堆热工水力模型基础上，建立沸水堆反应堆核电站的控制系统，构成一个完整的虚拟沸水堆电站模型，对核电站发生的变工况和事故工况进行了仿真分析，结果表明了本文所建立的沸水堆核电站控制系统具有很好的调节能力和抗干扰能力。

摘要： SWR-1000反应堆设计是基于当前BWR电站已被证实的设计经验之上发展而来的.法马通先进核能公司会同德国的电力公司和安全管理当局,还开发了另一种演进型设计-SWR1000,这是一种功率为1000MW-1290MW的沸水堆设计,2003年曾参加了芬兰的投标.这种设计于1999年完成,开发工作还在继续,正在寻求得到美国批准的设计证书.这种设计已经具备商业化应用的条件.

摘要： 实验室条件下模拟沸水堆乏燃料贮存环境，研究Al-B4C复合材料的腐蚀行为。监测腐蚀过程中溶液的电导率和pH值，对溶液成分进行ICP测试。利用SEM、EDS分析试样微观腐蚀形貌，XRD测试试样物相，通过试样干重变化得出腐蚀动力学曲线。结果表明：材料的腐蚀主要由基体Al成分引起；溶液pH值在腐蚀过程中先增加后减小，随后维持-稳定值；溶液电导率随着腐蚀时间增加，并逐渐趋于-相对稳定值；试样的微观腐蚀过程为Al(OH)3氧化膜的形成过程，该层氧化膜厚10～30μm；试样腐蚀动力学曲线表明腐蚀增重仅发生在初始阶段，之后维持-相对平衡值；Al-B4C复合材料应用到沸水堆乏燃料贮存水池时具有良好的抗腐蚀能力。

摘要： 本文对ABWR核电厂的主要特点进行了详细说明,包括ABWR机组的主要性能指标与URD要求的符合情况、安全特点和经济性等.

摘要： 福岛核事故已经过去5年,然而事故的影响和后处理远远没有终止.本文详细回顾事故发生经过,从中应该吸取经验,牢记惨痛教训,让核电这一清洁能源安全地在中国发展.通过事故分析可以总结出:地震海啸是诱发因素,福岛核电站对抵抗极端自然灾害预计不足及设计缺陷是重要原因,而导致事故逐步升级恶化的是人为失误.所以,既要克服核电站的自身技术缺陷,也要避免处理事故中的人为失误,并且加强核电站的监管也同样十分重要.这样才能使事故发生的概率降到最低,核电的可靠性和安全性才会得到保证.

摘要： 福岛核事故已经过去5年,然而事故的影响和后处理远远没有终止.本文详细回顾事故发生经过,从中应该吸取经验,牢记惨痛教训,让核电这一清洁能源安全地在中国发展.通过事故分析可以总结出:地震海啸是诱发因素,福岛核电站对抵抗极端自然灾害预计不足及设计缺陷是重要原因,而导致事故逐步升级恶化的是人为失误.所以,既要克服核电站的自身技术缺陷,也要避免处理事故中的人为失误,并且加强核电站的监管也同样十分重要.这样才能使事故发生的概率降到最低,核电的可靠性和安全性才会得到保证.

摘要： 福岛核事故已经过去5年,然而事故的影响和后处理远远没有终止.本文详细回顾事故发生经过,从中应该吸取经验,牢记惨痛教训,让核电这一清洁能源安全地在中国发展.通过事故分析可以总结出:地震海啸是诱发因素,福岛核电站对抵抗极端自然灾害预计不足及设计缺陷是重要原因,而导致事故逐步升级恶化的是人为失误.所以,既要克服核电站的自身技术缺陷,也要避免处理事故中的人为失误,并且加强核电站的监管也同样十分重要.这样才能使事故发生的概率降到最低,核电的可靠性和安全性才会得到保证.

摘要： 福岛核事故已经过去5年,然而事故的影响和后处理远远没有终止.本文详细回顾事故发生经过,从中应该吸取经验,牢记惨痛教训,让核电这一清洁能源安全地在中国发展.通过事故分析可以总结出:地震海啸是诱发因素,福岛核电站对抵抗极端自然灾害预计不足及设计缺陷是重要原因,而导致事故逐步升级恶化的是人为失误.所以,既要克服核电站的自身技术缺陷,也要避免处理事故中的人为失误,并且加强核电站的监管也同样十分重要.这样才能使事故发生的概率降到最低,核电的可靠性和安全性才会得到保证.

摘要： 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96 h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较.基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升.96 h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800 kg.事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却.

摘要： 本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96 h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较.基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升.96 h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800 kg.事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却.

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了反应堆压力壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 本发明涉及一种沸水反应堆。该沸水反应堆包括压力室(6)、冷凝室(8)和与压力室连接的注水池(10)。本发明提供了通过虹吸管类型的溢流管(30)，将注水池(10)与冷凝室(8)连接在一起。通过这种设计来确保在达到极限压差之前，冷凝室(8)相对于注水池(10)并进而相对于压力室(6)气密性的封闭，并在超过极限压差时实现压力均衡。

摘要： 根据实施方式，应急堆芯冷却系统具有：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的三个能动安全分区；包括非能动安全系统的一个非能动安全分区；设置在能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源；以及设置在非能动安全分区中的先进非能动安全壳冷却系统。仅两个能动安全分区分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用的低压灌水系统。另一个能动安全分区包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统。

摘要： 一种安全壳包括容纳反应堆压力容器的主安全壳、设置在主安全壳上方的上部副安全壳、以及通过隔离和连通切换系统连接主安全壳和上部副安全壳的气相通气管。气相通气管可设置在主安全壳和上部副安全壳的内部或外部。可替换的是，它可以嵌入壁中。点火器可以设置在上部副安全壳中。上部副安全壳中的空气可由氮气代替。重力驱动的灌注系统池可以设置在上部副安全壳中，并且冷却水可以从所述池的内部引导到主安全壳的内部。

摘要： 本发明公开了一种用于对沸水反应堆的顶部引导件的梁进行检查的设备，该设备包括壳体、对准组件和检查系统。该壳体可接收在邻近所述顶部引导件的容纳部的第一对梁的上边缘的顶部上。对准组件便于将壳体接收在第一对梁的上边缘的顶部，该对准组件包括在缩回位置和伸出位置之间同时移动的多条支腿，在所述缩回位置中，多条支腿中的一条或多条支腿在容纳部内与梁脱开接合，在所述伸出位置中，所有支腿在容纳部内与顶部引导件的梁接合。检查系统包括一对检查元件，所述一对检查元件在第二对梁上方平移，所述第二对梁邻近所述容纳部并且没有将壳体接收在其上。

摘要： 本发明涉及一种压力反应堆堆壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了压力反应堆堆壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 根据实施方式，应急堆芯冷却系统具有：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的三个能动安全分区；包括非能动安全系统的一个非能动安全分区；设置在能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源；以及设置在非能动安全分区中的先进非能动安全壳冷却系统。仅两个能动安全分区分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用的低压灌水系统。另一个能动安全分区包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统。

摘要： 一种沸水核反应堆压力容器用的组件式压差测量系统。该系统包括多个具有多个压力管线区段的压力管线。该系统还包括一罩,具有至少一个可替换的罩区段。每个罩区段包括至少一个压力管线区段,后者做成与相邻罩区段的相应压力管线区段连接或从其断开而不需焊接。此外,该系统包括一反应堆底端头部盘区段,后者有一罩支承法兰和多个限定压力管线区段的孔,底端头部盘的至少一个压力管线区段做成与相邻罩区段的相应压力管线区段联接。

摘要： 一种安全壳包括容纳反应堆压力容器的主安全壳、设置在主安全壳上方的上部副安全壳、以及通过隔离和连通切换系统连接主安全壳和上部副安全壳的气相通气管。气相通气管可设置在主安全壳和上部副安全壳的内部或外部。可替换的是，它可以嵌入壁中。点火器可以设置在上部副安全壳中。上部副安全壳中的空气可由氮气代替。重力驱动的灌注系统池可以设置在上部副安全壳中，并且冷却水可以从所述池的内部引导到主安全壳的内部。

摘要： 自然循环工作的热反应堆，后热排除管道(10、11、12)通过流量调节机构与中间循环(ZK)相连，该机构在后热排除运行状态下，维持少量流体通过后热排除冷却器(10)，中间循环通过热管道和冷管道使在反应堆内的第一热交换器与第二热交换器相连，冷管道内含有泵(5)本发明应用一种强射流的可控元件作为流量调节部件，即具有供给，控制和排出流体(S1、C1、e1)的三个流体连接口的涡流室式阀门，后热排除管路的流入管道通过涡流室式阀门(WV)的内部可控流路与中间循环的热管道相连，控制流(C1)的射流连接口(CO)在中间循环的泵(5)的压力侧与冷管道相连。