简介:在经过二十多年的停滞乃至衰退后,世界核电工业近年来出现了明显复苏,而且将继续加速发展。无论是在过去的核电发展历程中,还是在今后相当长的一段时期内,水冷堆在世界核电领域都扮演着主要角色。世界上主流的水冷堆型主要包括:ABWR、ESBWR、AP1000、EPR、APWR、VVER、CANDU等,其中ABWR和ESBWR属于沸水堆,其它的都是压水堆。现将这七款堆型的发展情况概括介绍如下。1ABWR先进沸水堆(ABWR)是在世界范围内沸水堆(BWR)设计和多年运行经验基础上发展起来的第3代先进堆型,是目前世界上已获得US-NRC设计证书(1994年获得NRC的最终设计批准FDA)的最先进及最成熟的
简介:
简介:通过原位浸渍法把FeSO4和其它助剂共同浸渍在两种烟煤上,考察了以FeSO4为主要前驱体的催化剂对这两种煤直接液化的活性与选择性,以及其对液化产物-甲苯可溶物分子量的影响作用,并通过EXAFS和SAXS表征揭示了催化剂在煤上的化学态和粒径分布,结果表明:在一定的反应条件下,FeSO4和两种助剂分别共浸渍在两种煤上时,煤的总转化率及沥青烯和轻质产物的产率均比不添加催化剂时的结果提高1倍左右,与铁的硫化物相比,以FeSO4为主要前驱体的催化剂沥青烯和轻质产物具有较高的选择性,生成的重质甲苯可溶物具有较大的分子量;EXAFS和SAXS表明,原位浸渍在煤上的FeSO4表现为纳米相,助剂Na2S和尿素的添加主要改变了Fe原子周围的配位原子种类以及它们的成键方式,而对其颗粒分布影响较小,催化剂在汾西煤上的分布较其在兖州煤上的差一些。
简介:当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(RiskReductionWorth,简称RRW)和风险增加因子(RiskAchievementWorth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。