EPRI发布先进轻水反应堆业主要求文件(URD)最新版本-第12版
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6.2 AP-600,西屋西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆,它具有先进的非能动的安全特性,并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造,运行和维护性能。
电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。
在世界范围内,压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%,而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。
AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。
它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术,但是在安全特性方面强调依赖自然力。
安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体,重力流和自然循环流动。
安全系统不使用能动部件(比如泵,风机或柴油发电机)并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统(比如交流电源,部件冷却水,生活服务水,采暖通风)。
控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小;其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。
最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。
大量的安全分析工作已经完成,相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告(SSAR)和概率风险评价(PRA)。
广泛的实验计划也已经完成,从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。
概率风险评价(PRA)的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率,并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力,其也具有很低的放射性泄漏几率。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。
这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处,比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。
特别是,简化的安全系统显著地简化了技术规格,从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用,从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。
部件的标准化降低了备件的数量,减小了维护的培训要求,并且使维护周期进一步缩短。
目次6.1 反应堆换料设计与换料安全评价 .................................................. 3 6.2 换料安全评价方法与要求 ........................................................ 3 6.3 关键安全参数选取原则 .......................................................... 4 范围..............................................................................1规范性引用文件....................................................................1术语和定义........................................................................1缩略语............................................................................2核电厂工况分类....................................................................3换料安全评价通用要求123456..............................................................36.4换料安全评价软件要求 .......................................................... 4 7 通用关键安全参数评价要求 .......................................................... 4 7.1 反应堆动力学通用关键安全参数 .................................................. 4 7.2 DBC-1工况包络功率分布的通用关键安全参数 ....................................... 5 7.3DBC-2工况反应堆保护定值的通用关键安全参数 ..................................... 5 8 特定关键安全参数评价要求 .......................................................... 6 8.1 硼稀释事故 .................................................................... 6 8.2 控制棒落棒事故 ................................................................ 7 8.3 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故 .................................. 8 8.4 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故 .......................................... 9 8.5 控制棒弹出事故 ................................................................ 9 8.6主蒸汽管道破裂事故 ........................................................... 10 9 报告编制要求 ..................................................................... 11 9.1 换料安全分析检验清单 ......................................................... 11 9.2 换料安全评价报告 . (11)压水堆核电厂反应堆换料安全评价通用要求1范围本文件规定了压水堆核电厂反应堆换料设计中的安全评价通用要求,给出了换料安全评价采用的方法和评价所需的通用关键安全参数与特定关键安全参数。
环境监测与测量管理程序EP-12编制人:日期:审核人:日期:批准人:日期:1.0目的:1.1 本规定是为了确保环境管理系统的正常运行,对可能具有重大环境影响的运行与活动的关键特性进行例行监测方法的规定。
1.2 对各种管理规定要求的环境测定项目、方法及担当部门进行规定。
1.3 目标、指针的跟踪。
1.4 规定环境相关法律、法规及其要求的遵守情况的监控方法。
2.0 适用范围:全公司范围内环境管理系统相关的监测程序及运用。
3.0 职责:3.1 行政部负责公司环境活动的监测和测量。
3.2 各有关单位配合监测工作。
4.0 工作程序:4.1 监控4.1.1 监控方法4.1.1.1 各执行单位责任者负责制定相应的程序或作业指导书,程序或作业指导书必须对必要的作业事项进行具体的描述。
4.1.1.2 监控人员依据程序或作业指导书实施环境监控作业。
4.1.1.3 监控人员依据判定标准对监控结果进行判定。
4.1.1.4 当监控人员发现环境管理系统出现偏差时,要将本次监控数据与以往的监控资料一起向上司报告。
4.1.1.5 监控人员以报告书、月报等形式将必要的监控记录(实施日、监控结果、判定结果等)向上司报告。
4.1.2 监控用仪器的矫正依《计量器具控制程序》实施。
4.1.3 记录管理:依据《记录管理程序》实施。
4.1.4 纠正与预防:当环境管理系统发生偏差时,依据《纠正与预防措施要求程序》以及作业指导书进行相应的处置。
4.2 环境项目的测定4.2.1 测定项目、测定方法及担当部门4.2.1.1 测定项目主要是对环境有重大影响的管理对象,有以下几方面:★水体污染项目★噪音污染项目★大气污染项目4.2.1.2 由行政部负责,每年与国家认可之环境检测机构对我公司废水、废气和噪音排放进行一次检测,并保留检测机构出具的检测记录。
4.2.2其它测定项目1、环境目标、指标完成情况的监视和测量。
2、环境表现的监视和测量,如仓库、车间环境行为;车辆管理;能源资源消耗骑情况等。
附录5技术描述1、5A绪论附录5包括了AP-1000的设备设计、系统设计、厂房布置、设备布置以及厂房构筑物特征的详细信息,描述了NI的系统、构筑物和设备的功能要求,以及设备和系统的技术描述和满足相关的功能要求的布置。
设备和系统的相关技术描述已有意的传达设计供应商(供方)的设计能力,NI部分的详细供应范围在合同附录1中已经给出,供方的设计技术文件在合同执行中可以按照合同附录1的1.8.1节中的设计修改原则进行修改,但附录5规定设备的功能将不得修改,供方的详细设计修改的结果须得到业主(或采购方)的批准,未得到批准不允许做任何的变更。
供方设计的容量在供方系统技术规格书(SSD)中说明,系统技术规格书(SSD)按批准书CFC版签发。
附录8中的备品备件的需要不影响附录5和技术说明书的任何修改,不管是供方自己提出的还是需要业主批准的都将在合同中17章规定,附录5不对供方保证书改变或修改。
西屋的AP-1000是一个非能动的3415 MWt 的压水堆 (PWR),电厂应用以前成熟的技术进行设计。
AP-1000的设计满足美国国家核管会(U.S. NRC)安全标准和概率风险标准,在2005年12月30号,美国国家核管会(U.S. NRC)批准了西屋电气公司的AP1000的设计证明。
AP1000设计符合第8版的先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD),与2003年2月的美国电力研究协会(EPRI)报告“AP1000 评估先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)报告”相一致。
在AP1000设计中,退役是按HAF102关于在核电厂运行或详细设计阶段的要求考虑,供方应该帮助业主回答国家核安全局(NNSA)提出的与退役在初步安全分析报告/最终安全分析报告(PSAR/FSAR)有关的问题。
2、5B 概要AP1000 是先进非能动的3415 MWt PWR,其设计包括先进的非能动安全设施和大量的简化来提高核电厂的建筑物、运行和维修的安全。
先进轻水堆核电站的用户技术设计要求
曲静原;薛大知
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1999(20)5
【摘要】自美国电力研究所(EPRI)用户要求文件(URO)和欧洲用户要求文件(EUR)发表以来,目前已被用于好几个先进轻水堆核电站的设计,有关国家的核安全管理当局也对这些文件持肯定的态度。
本文重点描述了URD和EUR的文件结构,所阐述的有关安全政策以及所建立的主要定量安全要求,并简要介绍了有关核安全管理当局对这些用户要求文件的看法。
【总页数】6页(P465-470)
【关键词】用户要求文件;轻水堆;安全裕量;核电站
【作者】曲静原;薛大知
【作者单位】清华大学核能技术设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.91
【相关文献】
1.先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)中对核电厂抗震设计要求 [J], 姚伟达;张明;秦承军
2.轻水堆技术选择标准——欧洲用户要求(EUR)组织简介 [J], 闫淑敏
3.日本"先进"反应堆竞争激烈/Sesame将用于中国核电站的应急软件/朝鲜敦促美
国履行为朝建设轻水堆的承诺 [J],
4.美国用户对非能动先进轻水堆的安全要求 [J], Mars.,TU;孙华平
5.美国会议员要求结束能源部的先进轻水堆计划 [J], 微亮
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CRTD-Vol.20-4 基于风险的检测导则制订第2卷-第2部分轻水反应堆(轻水堆)核电站部件PREPAHED BYThe Research Task Force on Risk-Based Inspection GuidelinesAPPOINTED BY The Planning Committee on Certification and Standardization Research of the ASME Center forResearch and Technology DevelopmentF O RThe United States Nuclear Regulatory CommissionThe United States Department of EnergyEdison Electric InstitutePacific Northwest National LaboratoryWestinghouse Owners GroupElectricite de FranceLockheed Idaho Engineering LaboratoryR EVIEWED A N D E DIT E D BYSteering Committee on Risk-Based Inspection Guidelines and anIndependent Peer Review CommitteeTHE AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS United Engineering Center/345 East 47th Street/New York, NY 10017DISCLAIMERThis report was prepared as an account of work sponsored through the American Society of Mechanical Engineers Center for Research and Technology Development and in collaboration with the Center for Building Systems and Technologies at the University of Maryland (referred to hereafter with the collaborators as the Society1 by the U.S. Coast Guard National Maritime Center and Naval Warfare Center (referred to hereafter as the Sponsor).Neither the Society nor the Sponsor nor Westinghouse Electric Corporation, Engineering Mechanics Technology Inc., Soza & Company, Ltd., U.S. Naval Academy (collectively referred herein as the Sponsorees), or others involved in the preparation or review of this report nor any of their respective employees, members, or persons acting on their behalf, make any warranty, expressed or implied, or assume any legal liability or responsibility for the accuracy, completeness, or usefulness of any information, apparatus, product, or process disclosed, or represent that its use would not infringe privately owned rights.Reference herein to any specific commercial product, process, or service by trade name, trademark, manufacturer, or otherwise does not necessarily constitute or imply its endorsement, recommendation, or favoring by the Society, the Sponsors, the Sponsorees, or others involved in the preparation or review of this report, or agency thereof. 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Requests for special permission or bulk reproduction should be addressed to the ASME Technical Publishing Department.ISBN NO. 0-7918-1234-0Copyright © 1998 byTHE AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERSAll Rights ReservedPrinted in U.S.A.ACKNOWLEDGMENTSAlthough this document represents the work of the research task force members, this study would not be possible without the contributions of a large number of leaders from academia, government, and industry.The steering committee members have carefully guided the project, and teamed with the independent peer review members to diligently review and edit this document. The valuable and generous contributions of those members is greatly appreciated.The research task force acknowledges with appreciation the contributions of many individuals who assisted in writing this report. In particular, Dr. Spencer Bush provided background information on industry experience with failure mechanisms and technical information on components that have been evaluated using probabilistic methods relative to integrity and inspections.The research task force gives special acknowledgment to three individuals who participated in the research meetings and contributed to the writing of this document. Nancy Closky (Westinghouse) provided input on the risk ranking of piping segments and the use of probabilistic safety assessment models and risk-importance measures in the risk-based inspection process. Bob Perdue (Westinghouse) contributed many of the decision analysis sample applications to optimize inspection programs for high safety-significant components and piping. Ray West (Northeast Utilities) provided valuable assistance in preparing the probabilistic risk-based ranking procedure in Appendix B.We gratefully acknowledge the contribution of pilot application results for this document from the following organizations:●Battelle Pacific Northwest National Laboratory and U.S. Nuclear RegulatoryCommission: initial Suny-1 pilot application results, numerous structural reliabilityevaluations for piping and vessels;●Boiling Water Reactor Owners Group: summary of developments on vessel integrityprogram efforts;●Electricite de France: technical information on steam generator applications;●Northeast Utilities: Millstone Unit 3 risk-based JSI pilot demonstration to all key plantpiping systems; Virginia Power: Initial Surry-1 pilot application results and preliminary information from the Surry-1 risk-based ISI benchmarking work;●Westinghouse Owners Group: Millstone Unit 3 risk-based ISI pilot demonstrationmethods and results, preliminary information from the Surry-1 benchmarking effort, and summary of reactor coolant pump flywheel study.Finally, the secretarial, word processing, and technical support staff of Battelle Pacific Northwest National Laboratories and Westinghouse Electric Corporation as well as the ASME Technical Publishing Department staff are acknowledged for their dedicated and diligent efforts in compiling, editing, and publishing this document.CRTD-Vol.20-4基于风险的检测导则制订第2卷-第2部分轻水反应堆(轻水堆)核电站部件摘要有效的在役检验(ISI)计划对于轻水反应堆(LWR)核电站部件来说可在最小化结构失效方面扮演一个重要的角色。
欧盟新版ERP指令和能效标签指令的包装要求如下:
•标签内容:产品标签信息要求光源标签信息要求非定向灯有效光通量和色温需要标在光源标签或丝印上定向灯有效光通量、色温和光束角需要标在光源标签或丝印上。
•标签位置:标签应清晰地固定在产品上或其包装上,并易于消费者查看和阅读。
•标签语言:标签上的语言应清晰、简洁、明了,易于消费者理解。
•标签尺寸:标签的尺寸应足够大,以便在产品上或其包装上清晰地显示所有必要的信息。
•标签颜色:标签的颜色应清晰、鲜明,以便消费者可以轻松地识别和读取标签上的信息。
关于发布《大型活动碳中和实施指南(试行)》的公告为推动践行低碳理念,弘扬以低碳为荣的社会新风尚,规范大型活动碳中和实施,现发布《大型活动碳中和实施指南(试行)》(见附件)。
特此公告。
附件:大型活动碳中和实施指南(试行)生态环境部2019年5月29日抄送:各省、自治区、直辖市生态环境厅(局),新疆生产建设兵团生态环境局。
生态环境部办公厅2019年6月14日印发附件大型活动碳中和实施指南(试行)第一章总则第一条为推动践行低碳理念,弘扬以低碳为荣的社会新风尚,规范大型活动碳中和实施,制定本指南。
第二条本指南所称大型活动,是指在特定时间和场所内开展的较大规模聚集行动,包括演出、赛事、会议、论坛、展览等。
第三条本指南所称碳中和,是指通过购买碳配额、碳信用的方式或通过新建林业项目产生碳汇量的方式抵消大型活动的温室气体排放量。
第四条各级生态环境部门根据本指南指导大型活动实施碳中和,并会同有关部门加强典型案例的经验交流和宣传推广。
第五条鼓励大型活动组织者依据本指南对大型活动实施碳中和,并主动公开相关信息,接受政府主管部门指导和社会监督。
鼓励大型活动参与者参加碳中和活动。
第二章基本要求和原则第六条做出碳中和承诺或宣传的大型活动,其组织者应结合大型活动的实际情况,优先实施控制温室气体排放行动,再通过碳抵消等手段中和大型活动实际产生的温室气体排放量,实现碳中和。
第七条核算大型活动温室气体排放应遵循完整性、规范性和准确性原则并做到公开透明。
第三章碳中和流程第八条大型活动组织者需在大型活动的筹备阶段制订碳中和实施计划,在举办阶段开展减排行动,在收尾阶段核算温室气体排放量并采取抵消措施完成碳中和。
第九条大型活动碳中和实施计划应确定温室气体排放量核算边界,预估温室气体排放量,提出减排措施,明确碳中和的抵消方式,发布碳中和实施计划的主要内容。
(一)温室气体排放量核算边界,应至少包括举办阶段的温室气体排放量,鼓励包括筹备阶段和收尾阶段的温室气体排放量。
欧洲先进压水堆EPR技术1. 欧洲先进压水堆发展情况简介1993年5月,法国和德国的核安全当局提出在未来压水堆设计中采用共同的安全方法,通过降低堆芯熔化和严重事故概率和提高安全壳能力来提高安全性,从放射性保护、废物处理、维修改进、减少人为失误等方面根本改善运行条件。
1998年,完成了EPR基本设计。
2000年3月,法国和德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS完成了EPR基本设计的评审工作,并于2000年11月颁发了一套适用于未来核电站设计建造的详细技术导则。
EPR是法马通和西门子联合开发的反应堆。
2001年1月,法马通公司与西门子核电部合并,组成法马通先进核能公司(Framatome ANP,AREVA集团的子公司)。
法国电力公司和德国各主要电力公司参加了项目的设计。
法德两国核安全当局协调了EPR的核安全标准,统一了技术规范。
新一代核反应堆EPR已经完成了技术开发层面的工作,现已进入建设阶段。
截止2009年1月,世界上尚无已投产发电的EPR堆型商业核电站,在建的EPR 堆型核电站有法国的弗拉芒维尔核电站,芬兰的奥尔基卢奥托核电站(Olkiluoto 3)。
以及位于中国广东江门的台山核电站。
台山核电站目前处于施工准备阶段,核岛主体土建工程将于2009年夏天正式开始。
2.欧洲先进压水堆EPR设计特点EPR为单堆布置四环路机组,电功率1525MWe,设计寿命60年,双层安全壳设计,外层采用加强型的混凝土壳抵御外部灾害,内层为预应力混凝土。
EPR主要的设计特点包括:(1)安全性和经济性高EPR通过主要安全系统4列布置,分别位于安全厂房4个隔开的区域,简化系统设计,扩大主回路设备储水能力,改进人机接口,系统地考虑停堆工况,来提高纵深防御的设计安全水平。
设计了严重事故的应对措施,保证安全壳短期和长期功能,将堆芯熔融物稳定在安全壳内,避免放射性释放。
EPR考虑内部事件的堆芯熔化概率6.3×10-7/堆年,在电站寿期内可用率平均达到90%,正常停堆换料和检修时间16天,运行维护成本比现在运行的电站低10%,经济性高。
轻水堆技术选择标准——欧洲用户要求(EUR)组织简介闫淑敏
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2009(000)009
【摘要】@@ [法国<核综论>2009年第3期报道]欧洲用户要求(EUR)组织成立于1991年,目前已汇集了欧洲一些最大的电力公司.这些电力公司共运营着约130台机组,其核发电量占世界总核发电量的40%.目前,EUR文件已成为建立在设计目标和运行规范的大量经验基础上的规范,是可供招标设计使用的基础性文件.
【总页数】3页(P30-32)
【作者】闫淑敏
【作者单位】
【正文语种】中文
【相关文献】
1.《ISDN(2B+D)NT1用户/网络接口设备技术要求》简介 [J], 陈仁娣
2.欧洲MSG-4卫星获得首批图像——欧洲气象卫星应用组织卫星规划简介(上) [J], 岳桢干
3.《800MHz CDMA》数字蜂窝移动通信网用户识别模块(UIM)技术要求》行业标准简介 [J],
4.Eur Urol:儿童及青少年精索静脉曲张的治疗——来自欧洲泌尿外科学会/欧洲小儿泌尿外科学会指南专家组的系统综述及Meta分析 [J], 杨林
5.先进轻水堆核电站的用户技术设计要求 [J], 曲静原;薛大知
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epri补给水处理导则EPRI补给水处理导则引言:补给水处理是保障人们健康和生活质量的重要环节。
为了规范补给水处理过程,提高水质,美国电力研究所(Electric Power Research Institute,EPRI)制定了一系列补给水处理导则。
本文将对EPRI补给水处理导则进行解读和总结,以帮助读者更好地理解和应用这些导则。
一、导则背景EPRI补给水处理导则的制定目的是为了确保电力行业提供的补给水安全可靠,有效降低水处理成本。
这些导则基于长期实践经验和科学研究,旨在为补给水处理过程提供一个统一的标准和指导。
二、导则内容1. 补给水源水质评估补给水源的水质评估是补给水处理的首要步骤,EPRI导则提供了详细的评估方法和要求。
包括对水源水质进行取样分析,评估水源中的有害物质和微生物指标,如重金属、细菌和病毒等。
根据评估结果,确定合适的处理工艺和设备。
2. 补给水处理工艺选择根据水源水质评估结果,EPRI导则提供了多种补给水处理工艺供选择。
如混凝沉淀、过滤、消毒、软化等。
导则还明确了各种工艺的适用范围、处理效果和运行维护要求,以帮助用户选择最合适的处理工艺。
3. 处理设备选型和设计导则对处理设备的选型和设计提供了详细的指导。
包括设备的材质选择、规格计算、布局设计等。
导则强调设备的可靠性和维护便捷性,以确保补给水处理系统的高效运行。
4. 运行维护管理EPRI导则强调了运行维护管理的重要性。
导则提供了运行维护的基本要求和建议,包括设备巡检、水质监测、清洗保养等。
同时,导则还介绍了常见故障处理方法和应急措施,以保障补给水处理系统的稳定运行。
5. 水质监测和评估为了确保补给水的质量符合标准,EPRI导则要求进行水质监测和评估。
导则指导了水质监测的频率、指标和方法,并提供了评估结果的判定标准。
通过水质监测和评估,可以及时发现和解决水质问题,提高补给水的质量。
三、导则的应用价值1. 提高补给水质量EPRI补给水处理导则的应用可以有效提高补给水的质量。
欧盟PRRC定义欧盟PRRC(Proposed Regulation on Reuse and Recycling of Concrete)是欧盟提出的一项关于混凝土再利用和再循环的法规提案。
该提案旨在促进欧盟范围内的可持续经济增长和资源利用,减少对环境的影响,同时提高混凝土的再利用率和再循环率。
一、背景介绍在欧盟,混凝土是一种广泛使用的建筑材料,它在建筑、道路、桥梁、水坝和其他基础设施建设中发挥着重要作用。
然而,混凝土的制造和使用对环境产生了重大影响。
采石场、水泥厂和混凝土搅拌站等生产过程中产生大量的二氧化碳和其他污染物。
同时,混凝土的废弃物往往需要占用大量的土地填埋,这不仅浪费了资源,还对环境造成了污染。
为了解决这个问题,欧盟提出了PRRC法规提案,以促进混凝土的再利用和再循环。
该提案的目标是减少混凝土废弃物的产生,提高资源的利用效率,同时降低对环境的影响。
二、方案设计PRRC法规提案主要包括以下内容:1. 定义和范围:该提案明确了“再利用”和“再循环”的定义,并规定了法规适用的范围。
再利用是指将废混凝土经过处理后作为建筑材料或其他用途的过程,而再循环是指将废混凝土破碎、分拣、处理后作为生产新混凝土的原材料的过程。
2. 再利用和再循环计划:成员国需要制定和实施国家再利用和再循环计划,明确目标和措施,包括废混凝土的收集、运输、处理和利用等环节。
3. 标签和标识:废混凝土产品应进行标签和标识,以明确其类型、来源和处理方式等信息。
同时,对于再利用和再循环的产品,也应有相应的标识。
4. 监管和执法:成员国应建立相应的监管体系,对废混凝土的产生、收集、运输、处理和利用等环节进行监管,并对违反法规的行为进行处罚。
5. 研究和发展:鼓励成员国开展废混凝土再利用和再循环的技术研发和应用示范,以提高废混凝土的利用率和降低对环境的影响。
三、实施计划为了确保PRRC法规提案的实施效果,欧盟提出了以下实施计划:1. 制定详细的实施细则:欧盟将制定详细的实施细则,包括技术标准、操作规范、标识制度等方面的规定,以确保法规的顺利实施。
核电机组的负荷跟踪能力张焰(译);伍浩松(校)【摘要】【英国《国际核工程》网站2012年6月1日报道】由于核电站具有固定费用高而可变费用低的特点,因此,核电站通常以基荷模式运行。
在核电工业发展的初期,由于核电装机容量在总电力装机容量中所占份额很小,因此核电站均处于基荷运行状态,而将根据电力需求的变化调整发电量这项任务交给了其他电站(主要是固定费用低而可变费用高的燃气电站)。
【期刊名称】《国外核新闻》【年(卷),期】2012(000)007【总页数】6页(P11-16)【关键词】核电机组;跟踪能力;电力装机容量;固定费用;负荷;运行状态;核电站;工业发展【作者】张焰(译);伍浩松(校)【作者单位】不详【正文语种】中文【中图分类】TM623【英国《国际核工程》网站2012年6月1日报道】由于核电站具有固定费用高而可变费用低的特点,因此,核电站通常以基荷模式运行。
在核电工业发展的初期,由于核电装机容量在总电力装机容量中所占份额很小,因此核电站均处于基荷运行状态,而将根据电力需求的变化调整发电量这项任务交给了其他电站(主要是固定费用低而可变费用高的燃气电站)。
但是,随着核电工业的不断发展,核电装机容量在一些国家的总电力装机容量中所占份额已变得很大,从而使核电公司不得不提高核电站的运行灵活性,以便能根据每日、每季度的电力需求变化情况调整核电站的发电量,即以负荷跟踪模式运行核电站。
这种情况在法国尤为突出。
由于法国的核发电量已占全国总发电量的约75%,因此法国的部分反应堆以负荷跟踪模式运行。
在德国,随着间歇性发电资源(如风电)的引入,机组的负荷跟踪运行能力近年来变得非常重要。
以负荷跟踪模式运行的法国和德国的核电机组能够以分钟为单位来稳定电网,并平衡每日和每周供需变化。
俄罗斯及西方设计的压水堆的负荷跟踪运行能力自20世纪80年代以来也已得到显著提升。
一般来讲,法国核电站目前采用4种运行模式:基荷运行模式(恒定功率)、一次和二次频率调控模式(电网平衡)以及负荷跟踪模式。
欧盟热水器和热水储存箱的ErP生态设计要求
无
【期刊名称】《轻工标准与质量》
【年(卷),期】2013(000)005
【摘要】2013年9月6日,欧盟在官方公报(0J)上正式公布了热水器和热水储存箱的ErP生态设计实施条例(EU)No.814/2013(法规草案见2012年6月4日通报的G/TBT/N/EU/47)。
本条例规定了热水器的生态设计要求,包括最低水加热能效、储水式热水器的最大储存容量、最大声功率级、最大氮氧化物排放量以及产品信息要求。
水加热能效要求分2015年9月26日、2017年9月26日、2018年9月26日三个阶段实施;
【总页数】2页(P19-20)
【作者】无
【作者单位】不详
【正文语种】中文
【中图分类】TS914.252
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1.欧盟EuP/ErP指令电视机生态设计要求分析 [J], 彭莉;李志豪;朱军;蒋建平
2.欧盟空气源热泵(静态)热水器生态设计测试研究 [J], 马洁丹;臧松彦
3.热水器并入"家电下乡"列车"烟道式燃气热水器"和"即热式电热水器"不在中标范围 [J],
4.欧盟正式发布执行ErP指令的家用滚筒烘衣机生态设计要求法规 [J],
5.浅谈裸露元件式陕热式电热水器的设计要求 [J], 黄奕峰
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EPRI发布先进轻水反应堆业主要求文件(URD)最新版本-第12版
【EPRI门户网站2013年12月发布】
近日,EPRI发布了先进轻水反应堆业主要求文件(URD)最新版本-第12版。
对比之前版本URD,第12版URD作了重大更新,吸纳了近期运行经验、最佳实践及新的监管制度,新增了影响先进轻水堆部署的经济环境变更,数字化仪控、先进无损检测及分析工具精细化等技术进步,性能改进或老化特性较好的新材料等内容。
第12版URD的重大修订涵盖众多领域,包括材料选择、可检查性、福岛核事故经验、数字化仪控系统、网络安全、概率风险评估、埋设管道及储罐、阴极保护、电缆、设备可靠性、维护、换料、电气系统、冷却水及电站支持系统(cooling water and site support systems)、蒸汽发生器、水化学等。
从第1版至第11版,URD都是包括三卷:第一卷先进轻水堆方针及顶层要求、第二卷改进型电站的要求、第三卷非能动电站的要求。
第12版URD改进了文件结构:将URD文件结构改成分层形式,这种文件结构类似于新堆型设计认证的文件结构。
第12版URD的文件结构是:第一层:概述
第二层:方针及顶层要求
第三层:详细要求
其中,第二层包括了先进轻水堆的方针及顶层要求。
第三层包括了同时适用于改进型电站和非能动电站的详细要求、仅适用于改进型电站的详细要求和仅适用于非能动电站的详细要求。