GB/T 11925-1989由国家质检总局 CN-GB 发布于 1989-12-21,并于 1990-07-01 实施。
GB/T 11925-1989 在中国标准分类中归属于: F48 核燃料元件及其分析试验方法,在国际标准分类中归属于: 27.120.30 裂变物质。
GB/T 11925-1989 压水堆核燃料棒设计导则的最新版本是哪一版?
最新版本是 GB/T 11925-1989 。
本标准规定了固定式压水堆核电厂中使用的核燃料棒(以下简称燃料棒或棒)机械设计的一般原则。 本标准适用于压水堆中使用的,用锆-锡合金包覆二氧化铀燃料(包括二氧化铀与二氧化钚混合燃料或氧化钆与二氧化铀混合燃料)芯块的燃料棒。对于燃料棒的核设计和热工水力设计中与机械设计有关的问题亦参照采用。 本标准不适用于防止临界事故的规定,以及安全和防护方面的要求。
为消除瓶颈、补齐短板,2010年,中核集团启动重点科技专项“压水堆元件设计技术”研究,明确CF3以新型包壳材料N36锆合金为突破口,N36锆合金管棒材研制是专项的主要研究内容。 ...
在核电家族谱中,轻水堆这一分支可谓“人丁兴旺”。其中,压水堆技术主要由美国西屋电气(WestingHouse)、燃烧工程公司(CE)发展,这种堆型体积较小、结构紧凑,工程建造与运行经验都非常丰富。沸水堆技术则落户于通用电气公司(GE),其结构相对压水堆更为简单、但工程与设备方面的要求更为严格。这两种堆型已分别经过了数次整合与革新,共同把轻水堆技术推向了前所未有的高度。 ...
大型先进压水堆和高温气冷堆国家科技重大专项是《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020年)》确定的16个国家科技重大专项之一,主要包括大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电站两个分项。专项总体实施方案已于2008年2月获国务院常务会议批准,目标是建成具有自主知识产权的大型先进压水堆CAP1400和高温气冷堆示范工程。...
因此,高温气冷堆采用小型模块式设计,每一个小模块都可以采用很低的功率密度(约为大型压水堆核电站的1/30),使停堆后产生的余热处于较低水平。发生任何意外时,即使不进行人为的能动冷却,停堆后堆芯的余热也可以通过热传导、热辐射等基本的自然现象安全地散发出去,实现了上文提到的核安全三要素之一:及时导出停堆以后堆芯的余热,保障了固有安全。 二是自主研制的“耐高温全陶瓷包覆颗粒球形核燃料元件”。...
Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号