搜索结果: 46-60 共查到“知识要闻 核动力工程技术”相关记录211条 . 查询时间(2.236 秒)
2021年4月12日至13日,钱智民威海之行成果丰硕,与威海市政府签订战略合作协议,又会见了西班牙驻华大使共同为国和一号(中—西)培训学院揭牌。
海南昌江核电项目3、4号机组获颁建造许可证(图)
海南昌江核电 项目 机组 建造许可证
2021/5/17
2021年3月31日,国家核安全局为海南昌江核电项目3、4号机组颁发《核设施建造许可证》,标志着华能首个控股建设的压水堆核电项目机组具备了正式建造的条件。
2021年4月3日8时36分,在华能海南昌江核电、海南核电、中核工程、中核咨询、中核二二、中核混凝土等协作单位的聚力攻坚、共同努力下,经过69小时38分钟的连续奋战,海南昌江核电二期项目3号机组完成核岛基础8366立方米混凝土浇筑,实现核岛基础大体积混凝土整体浇筑目标。
华龙一号海外首堆成功并网发电(图)
华龙一号 海外首堆 并网发电
2021/3/25
在中巴建交70周年之际,当地时间3月18日,华龙一号海外首堆——巴基斯坦卡拉奇2号机组首次并网成功。这是中国自主三代核电华龙一号海外建设取得的重大里程碑,也是双方巩固深化中巴全天候战略合作伙伴关系、推进中巴核能合作的重要成果。
福岛第一核电站逾50个核污水罐在强震后发生位移
福岛 第一核电站 核污水罐 位移
2021/3/1
综合报道,东京电力公司25日透露,在2月13日福岛7.3级地震发生后,福岛第一核电站有50多个核污水储存罐发生了位移,但未发现泄漏。
近日,一本生动记录我国自主研发第三代核电技术“华龙一号”研发始末的长篇报告文学——《国之重器:第三代先进核电“华龙一号”核心技术研发始末》已由人民出版社出版发行。该书由中国核动力研究设计院编写,由著名核动力专家中国工程院资深院士彭士禄亲自作序推荐。该书记录了以中国核动力研究设计院为代表的核动力及核电研发单位,筚路蓝缕、艰苦奋斗,最终成功研发了具有中国自主知识产权的第三代核电技术“华龙一号”核心技术...
2021年1月11日,“华龙一号”示范工程——中核集团福清核电6号机组完成冷态性能试验。福建福清核电有限公司相关负责人说,冷态性能试验是核电厂大型综合专项调试试验,主要目的是验证一回路系统和设备及其辅助管道在高压下的各项性能,并在各个压力平台下进行主系统和辅助系统的相关试验,是对整个反应堆性能的第一次全面考验。
2020年12月30日20:12,石岛湾公司高温气冷堆核电站示范工程两台反应堆完成加热除湿,反应堆回路温度均稳定在250℃,压力均稳定在7MPa,标志着示范工程继双堆冷试之后,全面开展双堆热态功能试验,热态试验(简称热试)进入最后阶段。
田湾核电6号机组热试顺利结束(图)
田湾核电 6号机组 热试
2021/1/7
2020年12月29日,田湾核电6号机组热试顺利结束。热试于2020年11月28日开始,整个热试过程精细操作、无缝衔接各项试验,顺利完成了全部试验验证。
2020年12月18日5时38分,中核二四历时55小时30分,顺利完成华龙一号漳州核电2号机组常规岛主厂房FCD,浇筑方量约4800方,标志着2号机组常规岛主厂房主体结构正式进入全面施工阶段。
田湾核电6号机组汽轮发电机组非核蒸汽冲转圆满完成(图)
田湾核电6号机组 汽轮发电机组 非核蒸汽冲转
2021/1/7
2020年12月20日14时10分,田湾核电6号机组汽轮发电机组顺利稳定在1500rpm转速平台,参数均正常,冲转过程中各转速平台转子偏心、顶起高度、轴振、差胀、瓦温、润滑油进回温度等汽轮机关键数据满足设计要求,标志着6号机组非核蒸汽冲转节点圆满完成,充分验证了机组的设计、制造、安装和调试质量。
自主项目未拖期 建造运营成本低 我国核电技术更具经济竞争力
自主项目 运营成本 核电技术 经济竞争力
2021/1/7
日前,华龙一号国内外首堆——福清核电5号机组和巴基斯坦卡拉奇核电2号机组先后并网、装料。其中,福清核电5号机组创造了全球三代核电首堆最短建设工期,K2机组开启并网“倒计时”模式,两台机组的积极进展为提升华龙一号的市场接受度增加了砝码。
核电需要高性价比(快评)
核电 高性价比 能源安全
2021/1/7
在能源系统碳减排、电力商品属性不断强化的背景下,电力市场对低碳且廉价电力的诉求正趋于强烈。电力系统中,各种电源不仅要比装机规模,更要比经济性,性价比越高的电源,越受市场青睐。
中国核电15台机组WANO综合指数满分(图)
中国核电 15台机组 WANO 综合指数
2021/1/7
2020年11月,满足WANO综合指数计算条件的中国核电21台机组中,有15台机组WANO综合指数达到满分100,并列世界第一!
中核集团率先攻克堆芯熔融物制备技术(图)
中核集团 堆芯熔融物 制备技术
2020/11/19
2020年11月9日,由中国核动力研究设计院自主研制的堆芯熔融物实验平台正式投入使用,该平台将贫化铀、氧化锆、金属锆、堆用不锈钢和裂变产物同位素按堆内装载质量比例进行混合熔炼,制备出3000℃的堆芯熔融物,填补了我国核安全领域高温堆芯熔融物实验技术空白,达到国际先进水平。