来源:北极星电力新闻网2011-03-25
3月14日,我到浙江三门核电站考察,期间与中核集团、国家核电技术公司、三门核电有限公司有关负责人对日本福岛核电事故成因、堆型、处置及我国核电装置安全性进行了分析。...二是新堆型已普遍装了氢复合装置,氢复合成水,不会发生福岛核电这样的氢爆炸。三是压水堆有蒸发器,三个蒸发器中的水也可带走一部分热量。 所以如遇福岛地震海啸这样的极端情况,压力堆的抗灾能力要优于沸水堆。
来源:瞭望2011-03-24
快中子反应堆(即快堆)是世界上第四代先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能系统的发展方向。...据周永茂介绍,我国当前运行的核电站主要是以压水堆核电站为主,也有重水堆核电站,技术主要是俄罗斯、法国、加拿大、美国的技术,“堆型多样,需要多种技术基础与人才支持,加强核设施的监管。”
来源:上海迎新能源技术有限公司2011-03-23
徐洪杰说,作为国际第四代反应堆核能系统研究的六种候选堆型中唯一的液态燃料堆,它具有结构简单、可以在常压下运行、燃料“杂食性”强等优点。
来源:中国能源报2011-03-23
知道包括三代技术的epr在内的能动堆型给多少反应时间吗?二代和二代加堆型是半个小时。一旦出事,温度升高,堆芯面临熔化的威胁,需要采取应急措施的时候,只给你半个小时反应。epr好像也只提高到2小时。
来源:瞭望2011-03-22
来源:南方新闻网2011-03-22
“国内没有福岛这种沸水堆型的核电站。”环境保护部核与辐射安全中心副总工程师陈晓秋向南都周刊记者解释说。
来源:和讯网2011-03-17
现有国内核电项目迅速上马,为达迅速,现有的二代加堆型cpr大量在建。而安全性更胜一筹的ap1000堆型因进展迟缓而减少了机会。...中国二代加抗震级别为8级,ap1000堆型抗震级别达到9级,且设计中具有一定安全裕度。安全性远高于日本核电。 事故后果严重程度需客观看待。
来源:互联网2011-03-16
距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时尚早。...(4)设想发展进度当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求,逐步由原则要求,经细化为具体指标,在此基础上再开展堆型的研究开发。
但不管是二代还是三代,均属于热堆技术,其堆型绝大多数为压水堆。三代技术与二代相比,没有实质性的差别,只是在安全性上提高了一些,技术上更先进一些。而四代技术,则是由中国自主研发而来。
来源:中国青年报2011-03-16
福岛核电事故是一系列自然灾害引起的 据汤紫德介绍,福岛核电站是世界上最大的核电站,地震之前一共10台机组在运行,还有两台机组正在建设,都是沸水堆型。
切尔诺贝利事故是由于运行人员违章操作再加上石墨沸水堆型本身的设计缺陷造成的。反应堆瞬发临界,导致功率剧增,处于完全失控状态。
来源:北极星电力新闻网2011-03-16
张国宝:3月14日,我到浙江三门核电站考察,期间与中核集团、国家核电技术公司、三门核电有限公司有关负责人对日本福岛核电事故成因、堆型、处置及我国核电装置安全性进行了分析。...首先压水堆采用三回路,如遇紧急情况需释放蒸汽减压,可将二回路不含放射性的蒸汽外排;二是新堆型已普遍装了氢复合装置,氢复合成水,不会发生福岛核电这样的氢爆炸;三是压水堆有蒸发器,三个蒸发器中的水也可带走一部分热量
来源:深圳报道2011-03-15
“国内没有福岛第一核电站这种沸水堆型,而我们的核电站均不在地震带上,在设计的时候已经考虑了地震的因素。”环保部核与辐射安全中心副总工程师陈晓秋说。
来源:21世纪网-《21世纪经济报道》2011-03-14
所谓 “二代加”技术,源于秦山二期,中核集团旗下中国核动力研究设计院在消化吸收大亚湾核电厂m310技术和法马通公司提供的咨询设计软件,自主开发cnp600堆型。
来源:三明日报2011-02-25
他介绍说,快堆技术是目前世界公认最先进的第四代堆型之一,在我国还没有这种类型的电站。现在我国基本都是发展压水堆,或者从加拿大引进的重水堆,三明若建快中子反应堆电站在全国来说是第一个。
来源:中国能源报2011-02-24
来源:国务院发展研究中心2011-02-23
钍是最佳替补 钍基熔盐堆是第四代反应堆核能系统的六种候选堆型之一,是瞄准未来20~30年后核能产业发展的需求。...熔盐堆是小型模块化反应堆较为理想的堆型,同时熔盐堆又是高温堆,适于用作制氢等混合能源的应用。因此,未来或可出现小型化、社区用的核能系统。
来源:中国能源报2011-02-23
来源:中国科学院理论物理研究所2011-02-18
当前,第三代压水堆型核电站的投资约是18000元/千瓦。加上移民,至少上升到20000元/千瓦。当代核电站发展的动向是,对运转安全的要求将越来越高,而且不惜加大投入确保运转的安全。
来源:宁德网2011-01-13
去年,宁德核电项目率先在国内核电站主管道焊接过程中的应用主管道窄间隙自动焊技术,该技术相比传统手工焊单台机组总焊接工期将直接缩短30至45天,对cpr1000压水堆型核电站焊接质量的进一步提高、焊接工期的进一步优化乃至提高核电站运行寿命