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资料名称: 压水堆核电厂调试与运行
资料类别: 操作维修手册
行业类型: 核电
设备类型: 核电设备
适用对象:
资料大小: 4062KB
资料分值: 5
下载次数: 32
发布时间: 2014/6/19 14:07:59
提供单位: 王宇
授权方式: 由以上单位免费提供。
关键词: 核电站培训  调试与运行  
资料简介: 第1章绪 论 1.1 核电发展历史、现状和趋势 从第一座核电厂建成至今已有 50 年的历史,在经历了 20 世纪60 年代末到80 年代中期 核电大发展以后,由于 1979 年美国三里岛事件和 1986 年前苏联切尔诺贝利事件的影响,核 电的发展在世界范围内受到严重的挫折。也正因为这些事件,给了人们对核电有更多的反思, 并为 21 世纪迎来核电在更高水平上的发展奠定了坚实的基础。 20 世纪 50~60 年代可视为核电发展早期。这时期核电主要集中在美、苏、英、法和加 拿大少数几个国家中,西德和日本由于二次大战后巴黎协议禁止其在战后 10 年内进行核研 究,因而核能技术应用起步较晚。这阶段发展的堆型可分为 3 种情况,一是从军用生产堆或 军用动力堆转型改造过来,二是一些商用核电厂堆型的原型机组,第三则是研究探索过程中 建造的一些堆型。这阶段典型的核电机组堆型包括:英国和法国建造的一批“美诺克斯”天 然铀石墨气冷堆(GCR),前苏联早期建造的轻水冷却石墨慢化堆(LGR),美国早期建造的 压水堆(PWR)和沸水堆(BWR),加拿大早期建造的天然铀重水堆以及美国和前苏联早期 建造的快中子增殖堆。 这一阶段建造的核电厂可称为第一代核电厂,这一代核电厂有以下一些共同点: (1) 建于核电开发期,因此具有研究探索的试验原型堆性质。 (2) 设计比较粗糙,结构松散,尽管机组发电容量不大,一般在 300 MW 之内,但 体积较大。 (3) 设计中没有系统、规范、科学的安全标准作为指导和准则,因而存在许多安全隐 患。 (4) 发电成本较高。 目前,这一代核电厂基本已退役(约 50 台机组),这些早期开发、研究的堆型,有些成 了第二代重点发展的商业核电厂堆型,如轻水堆(PWR,BWR)、改进型气冷堆(AGR)、 高温气冷堆(HTGR)、CANDU 重水堆和液态金属冷却快中子增殖堆(LMFBR),另有一些 由于当时条件所限未能发展,但其设计思想已成为第三代甚至第四代先进堆的选用堆型,如 采用自然循环方式和非能动安全的沸水堆(ESBWR)以及快中子堆和熔盐反应堆等。 目前正在运行的绝大部分商用核电厂划归为第二代核电厂,这一代核电厂主要是按照比 较完备的核安全法规和标准以及确定论的方法考虑设计基准事故的要求而设计的。实际上, 这种划分是相对的。它既是在第一代堆型(如 20 世纪60 年代初投运的 PWR 电厂,英法等 国的天然铀石墨气冷堆电厂)基础上的改进和发展,与现在的第三代核电厂的设计概念也有 交叉。目前运行的许多核电厂,特别是三里岛事件后设计的核电厂已进行了许多根本性的改 进,考虑了许多严重事故的对策,也引入了一些非能动安全设计。因此,第二代核电厂只是 一个包络的概念,而非绝对的划分。 第二代核电厂主要有PWR、BWR、加拿大AECL开发的天然铀压力管式重水堆(CANDU 堆)、前苏联开发的石墨水冷堆(LGR)、改进型气冷堆(AGR)和高温气冷堆(HTGR)以 及钠冷快堆。由于切尔诺贝利事故,俄罗斯、乌克兰等国关闭了一批同堆型的 LGR 机组, 对正在运行的13台LGR机组进行了相应的整治和改造,同时决定停止再建此堆型的核电厂。 改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆基础上改进而成,由于其经济竞争力差,英国也停止了 该堆型的发展,并向第三代气冷堆——高温气冷堆方向发展。目前已建成的几座钠冷快堆核 电机组由于一些技术问题未解决,大部分处于长期停闭状态。因此,目前运行和在建的第二 代核电厂中占优势的堆型是 PWR、BWR 和重水堆,分别占目前总机组数的 65%、23%和 6%。表 1-1 给出了截止 2007 年 2 月世界主要国家和地区的核电情况。全世界共有 31 个国 家和地区拥有 435 座运行中的核电厂,总装机容量为 368GW。在建的共 30 个机组,装机容 量为 24GW。

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