核电站用1E级电缆

Q/320282GAD041.1-2006

核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆

第1部分：额定电压0.6/1kV及以下核电站用

1E级(K3类)控制电缆

1 范围

本标准规定了额定电压0.6/1kV及以下核电站用1E级K3类无卤低烟阻燃A级控制电缆的型号规格、技术要求、试验项目和方法、验收规则、包装和贮运。

本标准适用于额定电压0.6/1kV及以下核电站用1E级K3类无卤低烟阻燃A级控制电缆。 2 规范性引用文件

下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版本均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版适用于本标准。

CST 74C 068 00 核电厂电缆技术规范

GB/T 2951.1-1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法 第1部分：通用试验方法 第1节：厚度和外形尺寸测量-机械性能试验

GB/T 2951.2-1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法 第1部分：通用试验方法 第2节：热老化试验方法

GB/T 2951.3-1997 电缆绝缘和护套材料通用试

核电站用1E级K3类信号电缆 成品检验规范 GY/BK80-9800-2002 编 制 审 核 标准化 会 签 批 准 宝胜科技创新股份有限公司 2002年12月10日

宝胜科技创新股份有限公司

1 内容及范围 核电站用1E级K3类信号电缆 成品检验规范 GY/BK80-9800-2002 共6页 第1页 1.1本规范规定了核电站用1E级K3类电缆的成品检验内容、质量特性、检测仪器、试验方法、试验类型和检验频次。 1.2本规范适用于本产品的成品检验。 2 编制依据 Q/321023KLA60.4-2000 核电站用1E级K3类电缆 第4部

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9

1

题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要:

本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。 Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process. It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic,

LPO培训教材 核电站电源系统

编写：杜继伟 审查：刘光清 2007-2-12

-I-

LPO培训教材 目录

第1章 核电站电源系统 ....................................................................................... 5 1.1 核电站电源系统综述 ................................................................................. 5 1.2 6.6KV电源系统 .......................................................................................... 5 1.2.1 6.6KV供电电源 .................................................................................. 5 1.2.2 机组正常运行时的6.6KV电源配置 .........................................

截至2013年底，目前全球现役核电机组共计约437台，我国17台；我国在建核电机组约30台，约占全球 我国每年新批复4至6台核电机组。2014年新批复6个机组(哪6个？),百万千瓦核电机组综合造价150亿 状态 核电站 已完成机组 在建机组 规划机组 总数 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 秦山核电站 广东大亚湾核电站 岭澳核电站 田湾核电站一期 宁德核电站 辽宁红沿河核电站一期 宁德核电站 阳江核电站一期 台山核电站一期 三门核电站一期 方家山核电站 福清核电站 海南昌江核电站 防城港核电站一期 连云港核电站二期、 华能石岛湾核电站 海阳核电站 江西彭泽核电站 (中电投) 湖北咸宁核电站 (中广核) 湖南桃花江核电站 (中核) 辽宁徐大堡核电站 (中核) 广东陆丰核电站 (中广核) 大畈核电站，(咸宁市) 涪陵核电站(重庆市) 海丰核电站(海丰县) 三坝核电站(蓬

截至2013年底，目前全球现役核电机组共计约437台，我国17台；我国在建核电机组约30台，约占全球 我国每年新批复4至6台核电机组。2014年新批复6个机组(哪6个？),百万千瓦核电机组综合造价150亿 状态 核电站 已完成机组 在建机组 规划机组 总数 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 秦山核电站 广东大亚湾核电站 岭澳核电站 田湾核电站一期 宁德核电站 辽宁红沿河核电站一期 宁德核电站 阳江核电站一期 台山核电站一期 三门核电站一期 方家山核电站 福清核电站 海南昌江核电站 防城港核电站一期 连云港核电站二期、 华能石岛湾核电站 海阳核电站 江西彭泽核电站 (中电投) 湖北咸宁核电站 (中广核) 湖南桃花江核电站 (中核) 辽宁徐大堡核电站 (中核) 广东陆丰核电站 (中广核) 大畈核电站，(咸宁市) 涪陵核电站(重庆市) 海丰核电站(海丰县) 三坝核电站(蓬

板式换热器是一种高效紧凑换热设备,广泛应用于机械、化工、石化、冶金、食品、供热与空调、电力、船泊与海洋平台等领域。其波纹板间的网状流道使流体在低雷诺数下即可形成高的湍流,流体阻力小,板面不易结垢,此外还具有占地面积小、节约材料与维护方便等优点。多年来,国内外核电站一直采用板式换热器作为设备冷却水系统热交换的核心设备。文中介绍核电站用大型板式换热器的制造及质量控制情况。

维普资讯

第 3 7卷第 5期 20 0 8年 9月文章编号：1 0— 4 6 2 0 ) 50 6— 3 0 0 7 6 ( 0 8 0— 0 70

石

油

化

工

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备

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核电站用大型板式换热器的制造蒙红社(东核电中广核工程有限公司，广东深圳 5 8 2 )广 1 1 4

摘要：介绍了核电站大型板式换热器的设计参数、结构特点、选材要求、制造工艺控制及产品检验。关键词：板式换热器；核电站；制造

中图分类号：TQ O 1 5 1 5 . 0

文献标志码：B

Fa r c to f Pl t e tEx h ng r i c e r Po r Pl n b i

第 十二 章 E 反应堆 核电站 补充练习2016-3-11

姓名 班级 学号 1．已知每个铀235核裂变可释放200MeV能量，铀235的摩尔质量是235g/mol，1g铀235在裂变后所释放的能量是（ ）

（A）8.2×104J （B）8.2×1010J （C）2.56×1021J （D）5.12×1023J 2．铀块产生链式反应原理如图示，在极短时间内释放出大量核能，发生猛烈的爆炸。原子弹就是根据这个原理制成的。产生链式反应的条件是（ ）

（A）铀块体积大于临界体积，保持足够数量的慢中子 （B）与铀块体积和中子多少均无关

（C）铀块体积大于临界体积，与中子多少无关 （D）与铀块体积无关，保持足够数量的慢中子

3．在核反应堆中，为了使快中子的速度减慢，可选用作为中子减速剂的物质是（ ）。 （A）氢 （B）镉 （C）压力容器 （D）水 4．山东荣成石岛湾核电站总装机规模400万千瓦。核电站与火电站相比较，其优势在于( ) （A）核燃料释放出的能量远大于相等质量的煤放出的能量 （B）就可采储量来说，地球上核燃料资源远多于煤炭 （

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核电站系统及国内核电工业状况概述

Flowmaster工程师：北京海基科技发展有限责任公司

报告内容

核电站简介 核岛相关系统概述

常规岛相关系统概述 国内核电工业发展与FM应用状况

核电站发电原理

核电站系统原理图安全壳喷淋系统 主蒸汽系统

主蒸汽排放系统 反 应 堆 冷 却 剂 循 环 系 统 事故给水系统

循环水系统

凝结水给水系统

安全注射系统 化学和容积控制 系统

一回路与核岛4

二回路与常规岛

核反应堆按冷却剂分类 普通水堆

包括压水堆与沸水堆 重水堆 气冷堆

钠冷堆

目前普通水堆应用广泛，国内以

压水堆最为普遍

核电站的废物处理系统

报告内容

核电站简介 核岛相关系统概述

常规岛相关系统概述 国内核电工业发展与FM应用状况

一回路与核岛 一回路：反应堆冷却剂循环系统

核蒸汽供应系统：由一回路(反应堆冷却剂循环系统)及与一回路相连

接的系统所组成

核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统

核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核

服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等

核电站字母代码说明

系统代码（三字码）

设备功能代码（二字码） 厂房和构筑物代码

核电站字母代码说明 2/47

1 系统的三字母代码和名称

MAIN PLANT DIVISIONS 电厂主要功能类别 Feedwater Supply 给水供应 Condenser (Condensation – Vacuum – Circulating water) 凝汽器（冷凝 — 真空 — 循环水） Ventilation – Handling Equipment – Communications – Lighting 通风 — 装卸设备 — 通讯 — 照明 Containment 安全壳 Turbine Generator 汽轮发电机 Fire Protection (detection – fire fighting) 消防（探测 — 火警） Instrumentation and Control 仪表和控制 Electrical Systems 电气系统 Pits 各种坑、池 Reactor 反应堆 General Services 公用系统 Waste Trea