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核电厂直流系统改造交流
直流双路切换装置是一款应用双路直流不断电转换开关，采用DC/DC隔离技术，保证切换过程不断电。
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核电厂机械设备及其设计
核电厂机械设备及其设计
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求助：《电厂化学设备及系统》
《电厂化学设备及系统》，国产600MW超临界火力发电机组技术丛书，陈志和主编，帮忙找一下，万分感谢！我的邮件地址：dchxzg1971@163.com
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先进控制流概念与核电厂热力系统的分析优化
先进控制流概念 先进控制流设计主要针对透平机，是一种先进的设计思想。通常情况下，透平机中的损失分为叶型损失和端部损失，其中叶型损失约占50%，但是减少的潜力较小;端部损失主要包括二次流损失和漏气损失，减小该损失的潜力较大，所以，控制流技术的主要目的就是通过控制附面层内的径向流动和横向流动，减少端部损失。目前，减少端部损失的控制方法有三种：密流控制、弯扭叶片和边界控制。密流控制单独用于高压部分效果不明显，后两种控制方法具有更多的设计自由度。弯扭叶片受其他因素影响小，效果好，广泛用于汽轮机的高、中、低压部分;通用边界控制具有设计、制造简单，叶片可通用等特点，具有一定的应用前景，应深入研究，目前主要用于低压末级叶片。控制流与后加载叶型联合使用效果更佳，二者的共同点是“减少碰撞，引向主流”。采用先进控制流设计后，透平机已不再是传统的“冲动式”或“反动式”透平机，因此，“冲动式”与“反动式”的界限应该打破。
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轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定
轻水堆核电厂放射性废气处理系统技术规定The technical rules about gaseous radioactive waste processing system for light water reactor plantsGB 9136-88 1988-05-25实施 本标准适用于轻水堆核电厂放射性废气处理系统的设计、建造和运行。对相似反应堆的放射性废气处理系统也可参照使用。本标准中沸水堆放射废气处理系统的起点是主冷凝器除气设备、机械真空泵和汽轮机蒸气压盖密封排气装置的排放点；压水堆放射废气处理系统的起点是为反应堆冷却剂中放射气体而设置的有关部件、设备和系统的排放点，以及设备排气集气系统的排放点，终点均为电厂排风系统的气流引入口。标准具体规定了系统的要求、设计、建造、质量保证、设备要求、仪表及控制装置、系统布置、处理能力和备用、运行和维修、运行前的试验与清洗等项要求。
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轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定
中华人民共和国国家标准 轻水堆核电厂放射性废液处理系统技术规定The technical rules about radioactive waste processing system for light water reactor plantsGB 9135-88 1988-05-25实施 本标准适用于轻水堆核电厂放射性废液处理系统的设计、建造和运行。对类似反应堆的放射性废液处理系统亦应参照使用。本标准中，放射性废液处理系统的起点是反应堆压力边界接口和其他系统排放管线出口（包括蒸气发生器排污系统）及可能排出放射性废液的污水池或地漏；它的终点是向环境控制排放的出口，通向放射性固体废物处理系统的接口和为了复用而反回贮存池的接口。标准具体规定了系统的设计、建造、质量保证、设备要求、仪表与控制装置功能、系统布置、处理能力和备用、运行和维修、运行前的试验与清洗等项要求。
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核电厂热工水力设计和安全研究
核电厂热工水力设计和安全研究
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福岛核废水与核电厂正常废水的区别
福岛核废水与核电厂正常废水的区别
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核电厂建筑基底隔震设计方法
9.1 一般规定 9.1.1 本章规定了对抗震安全性和使用功能有专门要求的核电厂建筑基底隔震设计方法，适用于采用隔震支座实现基底隔震的核电厂建筑。除本章特殊规定之外，核电厂建筑隔震设计及隔震支座尚应符合本标准的相关规定。 9.1.2 核电厂隔震建筑的基本设防目标为：当遭受运行安全地震动影响时，需停堆进行安全检查，在确认核电厂保持安全功能的前提下可恢复正常运行。当
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求助！！核电厂现场施工管理程序
那位同仁有关于核电厂施工管理程序或相关内容的东西，请不吝上传，因为核电厂施工管理相对来说是所有施工管理中最为严格、严谨的，所有的一切活动都按照事先通过审核的程序进行的，那位仁兄有相关资料，不妨提供给大家共享，对提高我们的施工管理水平会大有帮助的。这里先谢了！！
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核电厂质量保证安全规定（HAF003）
核电厂质量保证安全规定（HAF003）
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核电厂核事故应急管理条例
第一章 总则 第一条 为了加强核电厂核事故应急管理工作，控制和减少核事故危害，制定本条例。 第二条 本条例适用于可能或者已经引起放射性物质释放、造成重大辐射后果的核电厂核事故（以下简称核事故）应急管理工作。 第三条 核事故应急管理工作实行常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境的方针。 第二章 应急机构及其职责 第四条 全国的核事故应急管理工作由国务院指定的部门负责，其主要职责是： （一）拟定国家核事故应急工作政策； （二）统一协调国务院有关部门、军队和地方人民政府的核事故应急工作； （三）组织制定和实施国家核事故应急计划，审查批准场外核事故应急计划； （四）适时批准进入和终止场外应急状态； （五）提出实施核事故应急响应行动的建议； （六）审查批准核事故公报、国际通报，提出请求国际援助的方案。 必要时，由国务院领导、组织、协调全国的核事故应急管
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难得一见的核电厂内部图
难得一见的核电厂内部图:反应堆剖面图\主厂房图\流程系统图等共8个图.
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大亚湾核电厂土建施工组织与管理
核电工程建设非常实用的东西哟！
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核电厂厂外道路的路面厚度
各位高手，我在搞一个核电厂厂外道路的工可，关于这个路面厚度的计算和公路路面厚度计算有些差异，有什么相关核电厂的参考资料，麻烦指点哦！
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核能发电压水反应堆核电厂的原理
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统(简称一回路)、蒸汽和动力转换系统(又称二回路)、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成。通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。电厂的其他部分，统称配套设施。实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。 反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。 每一条环路由一台蒸汽发生器、一台或两台反应堆冷却剂泵及相应的管通组成。一回路内的高温高压含硼水，由反应堆冷却剂泵输送，流经反应堆堆芯，吸收了堆芯核裂变放出的热能，再流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器传热管壁，将热能传给二回路蒸汽
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襄樊电厂工程设备招标文件旁路系统技术部分
襄樊电厂工程设备招标文件旁路系统技术部分一个文件
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美众议院反对为华核电厂提供贷款
29日，美国国会众议院公布了表决通过的美国对外援助案的细节。其中一项修正案规定，将会阻止美国进出口银行向中国提供用来修建核电站的贷款。 众议院以331票对114票通过了对外援助法案的一项修正案。这项修正案反对美国进出口银行向中国提供约50亿美元的政府贷款来修建核电场。 今年2月美国进出口银行董事局批准了美国西屋电气公司的初步贷款请求。约50亿美元的贷款将被西屋公司用来在中国的广东和浙江建造四座核电站，以满足中国工业密集地区对电力的大量需求。 西屋电气公司是美国最大的核电技术供货商，美国副总统切尼在访华期间还专门为该公司在中国的竞标进行游说。但是美国国会的修正案使这个计划遇到重大阻碍。反对贷款给中国的议员表示，美国不应该象对待其它发展中国家一样，而对中国经济发展提供援助。 美国的贷款将会帮助中国获得敏感的技术，从而威胁到美国自身的经济安全甚至军事安全。也有议员反对取消贷款，认为失去这样的机会，将会使美国企业面临困境，使很多人失去工作机会，也无助于扭转对中国的贸易逆差。
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《非能动安全先进核电厂AP1000》图书征订
非能动安全先进核电厂AP1000》一书出版发行仪式于9月2日在国家核电技术公司举行，这是世界上首部全面介绍第三代核电技术AP1000的专业书籍。北京国和英才国际咨询顾问有限公司是国家核电（国家部级单位）指定唯一发行单位。这本书的出版发行，是国家核电技术公司在三代核电技术引进消化吸收再创新道路上的一个阶段成果，其出版有助于促进我国核能技术水平的整体提升，同时，也有利于我国共享与推广国际核能界的先进技术。《非能动安全先进核电厂AP1000》内容简介本书阐述了非能动安全先进核电厂AP1000的主要系统及设备。首先对核电发展的历史和现状进行了简单的叙述，然后对AP1000核电厂的总体情况进行了介绍，并详细地介绍了AP1000核电厂的本体结构、反应堆冷却剂系统的热工水力设计和计算方法、主要部件和辅助系统的工作原理及其基本结构、非能动冷却系统的主要特点、蒸汽动力转换系统的能量转换过程和仪控电气系统的主要特点，最后介绍了AP1000安全分析和严重事故缓解的特点。本书可作为核能相关专业学生的教材，也可供从事AP
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关于通风系统设备及安装要求
关于通风系统设备及安装要求一、 材料：通风、排烟管道采用镀锌钢板制作，钢板厚度见下表（厚度不得小于此表要求） 钢板镀锌板风管板材厚度（mm） 金属风
