简介:随着核电成为我国能源多元化策略的重要组成部分,核电厂退役的重要性不言自明。虽然我国目前运行的核反应堆并不多,距离大量核电厂正常退役的时间尚早,但是随着核电发展,将来不可避免地要面临大规模的退役问题。本文在文献调研的基础上分析了国际上核电厂退役有关过程、目标、监管、公众的接受能力、费用、废物等方面的经验做法及面l临的困难和挑战。
简介:本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。
简介:福岛核事故后,严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性,研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容,不向环境排放的原则,并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施,确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。
简介:介绍了国内法系核电机组在首循环出现一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量限值的一系列运行事件。通过对这一类型运行事件的深入探讨,找出导致事件发生可能原因,进行安全影响分析,提出了建议纠正的措施。可作为运行机组以及后续新建机组的参考,以期避免类似事件的重复发生。
简介:本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。
世界各国核电厂退役的现状、经验做法及面临的困难和挑战
核电蒸汽发生器热工水力分析程序研究现状与进展
核电厂严重事故工况下放射性废液滞留包容原则和措施
一回路环路流量及堆芯总流量超过机械设计流量的原因分析和改进建议
从设计与制造上的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本思考