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核燃料厂房通风系统

核电站中,核燃料厂房主要是用于处理从反应堆厂房中取出的废燃料棒并向反应堆提供新燃料棒,因此在废燃料池大厅内空气中充满了大量的放射性气体,故燃料厂房的通风系统就显得格外重要。

核燃料厂房通风系统基本信息

核燃料厂房通风系统简介

主要功能

①为设备的正常运行和操作人员的进出提供良好的环境条件

②使废燃料池区域的墙壁不出现结露现象

③当燃料厂房内发生燃料棒跌落事故时,限制室内的污染水平

④限制高空排放烟囱内的放射性物质的浓度

设计基础: 主要设计参数的确定

①废燃料池区域: 冬季最低环境温度25 ℃夏季最高环境温度30 ℃

②操作人员进出频繁的房间: 冬季最低室内温度15℃,夏季最高室内温度30℃

③操作人员不经常进出的房间: 冬季最低室内温度10℃,夏季最高室内温度45℃

④燃料厂房通风系统的设计应能使燃料厂房连续地保持负压状态

⑤废燃料池内的水温最高为50℃

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核燃料厂房通风系统造价信息

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厂房60扇

  • 品种:厂房扇;规格型号:530;包装数量:8;说明:厂房60扇(5.3米);
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  • 2025-07-23
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厂房60扇

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  • 2025-07-23
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厂房60扇

  • 品种:厂房扇;规格型号:600;包装数量:8;说明:厂房60扇;
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  • 2025-07-23
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厂房60扇

  • 品种:厂房扇;规格型号:580;包装数量:8;说明:厂房60扇(5.8米);
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  • 2025-07-23
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厂房60扇

  • 品种:厂房扇;规格型号:680;包装数量:8;说明:厂房60扇(6.8米);
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  • 2025-07-23
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平移式厂房大门

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平移式厂房大门

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平移式厂房大门

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平移式厂房大门

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平移式厂房大门

  • 电机、遥控器另计
  • 湛江市2011年8月信息价
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通风系统

  • 1.名称:通风系统
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  • 全国
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通风系统

  • 1.名称:通风系统
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通风系统LCU屏

  • 详见通风系统电气部分施工图
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  • 深圳市天浩洋环保股份有限公司、德州中傲空调设备有限公司、东莞
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空调通风系统模块开发

  • 监测各台空调通风系统,
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通风系统LCU屏

  • (1)名称:通风系统LCU屏(2)具体详见设计图纸要求及二次设计图纸要求
  • 1
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  • 天浩洋、德州中傲、东莞循绿、东莞万绿、鸿鑫颖利、上海基泰
  • 中高档
  • 含税费 | 含运费
  • 2021-01-26
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核燃料厂房通风系统常见问题

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工业厂房通风系统的设计 工业厂房通风系统的设计

工业厂房通风系统的设计

格式:pdf

大小:235KB

页数: 2页

改善和加强工业厂房通风系统设计是提高厂房内环境质量的重要环节。本文就介绍了工业厂房通风的自然通风、机械通风、混合通风3种形式的设计和创造良好的风源环境进行了探讨。

核电厂运行服务厂房通风系统设计 核电厂运行服务厂房通风系统设计

核电厂运行服务厂房通风系统设计

格式:pdf

大小:196KB

页数: 3页

介绍了ACP1000堆型运行服务厂房通风系统的特点,并从系统功能、系统设计、系统运行控制3个方面,详细介绍了运行服务厂房通风系统.比较了三代堆型与二代加堆型工作人员出入口的通风设计.

钍新型核燃料

2007年11月19日,新华社据法国《世界报》报道,印度目前正指望以钍为新型核燃料 。报道称,印度不久后将建造一座以钍为燃料的原型重水反应堆,从而为民用核能开辟一条新路。首座负有商业使命的这种反应堆将于2020年投入使用。印度是世界上考虑以钍替代传统核燃料铀和钚的少数几个国家之一。以钍为核燃料有许多好处。钍产生的放射性废料比铀少50%,而可使用的储量则高得多。譬如,印度钍蕴藏量约为29万吨,占全球钍资源蕴藏量的四分之一,而铀蕴藏量仅为7万吨。此外,按目前的消费速度,全球已探明铀资源将在50年至70年内耗尽(除非采用增殖反应堆)。

报道指出,印度要满足国内不断增长的能源需求,只有转向钍。印度打算在2050年将核能在电力生产中所占比重提高到25%,而目前这一比例仅为3.7%。但印度缺少铀资源。因此,钍将很可能成为印度能源独立的新型燃料。印度导弹之父、前总统阿卜杜勒·卡拉姆上月证实:“印度的想法是要靠钍反应堆走向独立自主。”据报道,印度珀珀尔原子研究中心一位负责人说:“到2020年,印度将是世界上唯一用钍大规模生产核能的国家。”美国熔岩星资源公司也相信钍大有发展前途。该公司最近在美国收购了一家钍矿,希望成为未来钍矿市场的巨头。

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金属陶瓷核燃料金属陶瓷核燃料设计依据

金属陶瓷核燃料金属陶瓷核燃料辐照理论

金属陶瓷核燃料,就是要把裂变产物损伤限制在UO2颗粒附近基体内,从而使它因辐照产生的性能变化很小。金属陶瓷中的弥散状态,则由UO2颗粒尺寸及其在弥散体中的体积含量而确定下来。一般假设UO2颗粒是等直径的球形,并且均匀分布在金属基体中,其排列方式有两种:一种是简单立方排列;一种是密集堆叠排列,即正四面体排列。前者排列松散,但颗粒间距紧凑,它对于稀疏的燃料颗粒排列是适当的模型;后者排列紧密,但颗粒间距较大。

从金属陶瓷燃料辐照理论出发,在整个燃料使用寿期内,使包围UO2颗粒的未受裂变产物损伤的金属基体始终形成连续的网络。这就要求数据基体的体积份额占优势以及UO2颗粒尺寸应比裂变碎片在UO2中的反冲行程大得多,即UO2颗粒间距要大到使受到裂变产物损伤的基体区域既不相碰,更不重迭。在满足这一要求的前提下,往往可以允许UO2颗粒之间存在低浓度的裂变产物。因为这样来修正关于未受损伤的基体金属形成连续网络的概念,即所谓连续网络,不是以是否存在裂变产物为依据,而是以裂变产物对基体金属的物理和机械性能的有害影响在允许程度以下为依据,即允许有较小的颗粒间距和较大的燃料相体积份额。同时,如果受裂变产物损伤的基体区域中裂变产物含量过高的话,该损伤区将发生局部破坏,因此裂变产物从UO2颗粒中逸出的份额应低于10%。还应把单位体积基体中的平均裂变产物浓度作为金属陶瓷核燃料性能变化的另一个适当度量,这个观点是认为基体局部损伤不受限制。

综上所述,从金属陶瓷核燃料辐照理论出发,在燃料相含量和燃料颗粒尺寸设计中,应同时满足颗粒排列、裂变产物浓度,单位体积基体中的平均裂变产物浓度等要求。

金属陶瓷核燃料金属陶瓷核燃料压力加工要求

在UO2相含量和颗粒尺寸设计中,除依据金属陶瓷辐照理论外,还要考虑压力加工中的一些因素:

(1) 首先,UO2颗粒愈小,愈容易做到均匀分散,通常要求颗粒尺寸为100~200 μm;

(2) 其次,由于这类燃料元件由热轧加工做成,热轧中,为保证燃料芯体有良好的流动性,防止UO2颗粒嵌入包壳,又要求UO2颗粒直径上限满足80~100 μm;

(3) UO2颗粒尺寸很大或很小时都会使燃料芯体强度急剧下降,为此宜取50~100 μm;

(4) 压力加工要求燃料芯体及其包壳材料间的流动性能差别尽可能小,除使燃料芯体的基体金属与包壳材料相同外(为使其界面冶金结合),还要求燃料相含量不能太高。尽管国外已做出UO2相体积含量达50%的UO2-不锈钢金属陶瓷板元件,但在几个核反应堆中正式使用的UO2-不锈钢金属陶瓷板,其UO2相质量含量均在30%(相当于24.5%体积含量)之内; 相关文献认为,高于40%体积含量的金属陶瓷核燃料难度较大。

综上所述,从压力加工方面考虑,UO2颗粒直径宜取为100 μm以下。

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核能发电核燃料资源

自然界 存在的可裂变元素只有铀-235,而它只占天然铀中的0.7%,其余均为铀-238。但是,在核电站中可将一部分铀-238转变为钚-239;同样,也可以将自然界中大量存在的钍-232转变为可裂变的铀-233。因此,估计核燃料资源时,必须考虑核燃料增殖这一因素。这样,核燃料的储藏量远远超过化石燃料,能长期满足核能发电的需要。

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