通常以原子位移(dpa)来衡量材料的辐照损伤程度,轻水堆电站中锆合金每一循环下所受辐照损伤为20dpa。除了上述特点之外,锆合金同时具有好的强度、塑性及蠕变性能,良好的抗腐蚀性能、导热系能以及低的线膨胀系数。优异的综合服役性能使其成为核电包壳材料的首选。其他关键部位材料相比于与堆芯“亲密接触”的包壳材料,其他结构材料对辐照性能的要求则有所下降,但对其强度、塑韧性、耐蚀性以及焊接性能等要求同样苛刻。...
2.6 推进数字化核电建设“华龙一号”研发阶段自主开发了一批设计与分析软件,包括核电设计与分析软件包NESTOR(涵盖了核反应堆物理设计、屏蔽与源项设计、热工水力与安全分析、燃料元件相关设计、设备与系统相关设计等关键核心领域)、严重事故管理导则智能辅助决策系统、堆芯损伤评价系统、核级管道力学计算核心软件(CNPIPE)、LBB技术专用软件等,共形成软件著作权125项。...
由于反应堆在停堆后,还有一定量的功率,因此反应堆必须设置停堆余热排出系统来保证反应堆的安全。反应堆停堆后的功率,主要由缓发中子引起的裂变反应、裂变产物的衰变以及其它材料的中子俘获等因素引起的。经过科学计算,核反应堆在停堆几小时后,还有1%左右的热功率。可见核电厂即使停堆以后,在一个相当长的时间内,仍需要不断提供冷却手段,使堆芯得到冷却。 ...
柴国旱介绍说,福岛核事故以前,大亚湾核电厂和秦山第三核电厂已在对超设计基准事故全面评估基础上制定和实施了严重事故管理指南,但秦山核电厂还没制订严重事故管理指南,秦山第二核电厂、岭澳核电厂、田湾核电厂仅具有可以应对某些特定严重事故的规程。”柴国旱说。 据了解,在事故情况下,对核电站来说,最重要的是导出堆芯余热。福岛第一核电厂之所以发生严重事故,正是因为导出堆芯余热的措施丧失了原有功能。...
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