GB/T 12789.2-1991由国家质检总局 CN-GB 发布于 1991-04-11,并于 1991-12-01 实施。
GB/T 12789.2-1991 在中国标准分类中归属于: F87 医用核仪器,在国际标准分类中归属于: 27.120.10 反应堆工程。
GB/T 12789.2-1991 核反应堆仪表准则 第2部分:压水堆的最新版本是哪一版?
最新版本是 GB/T 12789.2-1991 。
本标准规定了压水堆仪表及其应用的一般原则。关于核电厂(压水堆)事故监测仪表的完整要求,另有标准规定。 本标准适用于压水堆(PWR)仪表。压水堆具有以下特点: a.加压轻水冷却剂作为慢化剂,并且在反应堆压力容器内不发生明显的沸腾。驱动汽轮机的蒸汽在蒸汽发生器中产生; b.燃料和一次冷却剂被包容在一个高度完整的壳体(一回路冷却剂压力边界)内,这壳体通常又被包容在一个高度完整的安全壳结构内; c.固体陶瓷燃料封装在金属包壳内; d.燃料、慢化剂、反射层的几何形状固定; e.通过远距离驱动的机构移动堆芯控制部件,实现反应性的操作控制; f.有时应用固定安置的中子吸收材料和(或)缓慢改变溶解于慢化剂中中子吸收材料的浓度来实现辅助的反应性操作控制。
在《NB/T 20436-2017 压水堆核电厂水化学控制》标准中,建议冷却剂中溶解氢含量在17~50mL/kg H2O范围内。某研究所在核反应堆一回路安装了一台511TC 溶解氢分析仪,用于监测一回路溶解氢含量。...
这给了中核集团的ACP1000核反应堆明朗的出口前景。已经动工的卡拉奇海岸能源项目是ACP1000的第一笔海外订单,也是中国自主知识产权的第三代核电技术首次出口。 ACP1000是中核集团研发的具备完整自主知识产权的先进压水堆核电站。“A”代表先进,“C”代表中国,“P”代表堆型为压水堆,“1000”代表机组容量为百万千瓦级。 ...
该报告指出,第1至第3核反应堆原子炉内的燃料棒,不仅已经熔穿了炉底,同时也可能熔穿了多处的炉壁,使得熔解的燃料棒沉积在原子炉的外壳与压力容器(内壁)之间。此外,3·11日本大地震发生后一个月,日本当局给出的核泄漏数据远远低于真实数量。 日本政府7日透露了这一份报告的部分内容。...
上海另一位不愿意透露姓名的核电行业权威人士则向记者透露,由于福岛第一核电站是“沸水堆”型反应堆,其构造与中国的“压水堆”型并不一样,因而他认为枝野幸男所提及的“抑制池”破损,并非是大家认为的“压力容器”破损。 所以,从这一细节上看,民众暂时不必过于恐慌。 他认为,压力容器、安全壳等设施的完好,是非常重要的。 从核反应堆的构造来看,前两者都是核燃料的保护设备。...
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