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    核电行业


    世界上一切物质都是由原子构成的,原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的分裂都能放出能量,分别称为核聚变能和核裂变能,简称核能或核电。
    核电技术发展: 自1951年12月美国实验增殖堆1号(EBR-1)首次利用核能发电以来,世界核电至今已有60多年的发展历史。
     
     
    基本知识
    什么是核能
    这里提到的核能是指核裂变能。前面提到核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素,天然铀由三种同位素组成:
    铀-235 含量0.71%
    铀-238 含量99.28%
    铀-234 含量0.0058%
    (铀-235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。)
    当一个中子轰击铀-235原子核时,这个原子核能分裂成两个较轻的原子核,同时产生2到3个中子和射线,并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核,能引起新的裂变。在链式反应中,能量会源源不断地释放出来。
    铀-235裂变放出多少能量呢?请记住一个数字,
    即1千克铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。
    核反应堆原理
    反应堆是核电站的关键设计,链式裂变反应就在其中进行。反应堆种类很多,核电站中使用最多的是压水堆。
    压水堆中首先要有核燃料。核燃料是把小指头大的烧结二氧化铀芯块,装到锆合金管中,将三百多根装有芯块的锆合金管组装在一起,成为燃料组件。大多数组件中都有一束控制棒,控制着链式反应的强度和反应的开始与终止。
    压水堆以水作为冷却剂在主泵的推动下流过燃料组件,吸收了核裂变产生的热能以后流出反应堆,进入蒸汽发生器, 在那里把热量传给二次侧的水,使它们变成蒸汽送去发电, 而主冷却剂本身的温度就降低了。从蒸汽发生器出来的主冷却剂再由主泵送回反应堆去加热。冷却剂的这一循环通道称为一回路,一回路高压由稳压器来维持和调节。
    什么是核电站
    火力发电站利用煤和石油发电,水力发电站利用水力发电,而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。核电站大体可分为两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛、包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。
    核电站用的燃料是铀。铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
    什么是核电厂
    电是电厂生产出来的。我们知道有烧煤或石油的火力发电厂,有靠水力发电的水电站,还有一些靠风力、太阳能、 地热、潮汐能、波浪能、沼气生产电力的小型或实验性发电装置。核电厂就是一种靠原子核内蕴藏的能量,大规模生产电力的新型发电厂。
    核废料和热污染是两大难题
    目前,大部分处理手段是将核废料进行固化后,暂存在核电厂内的废物库中,经过5~10年后运往国家规划的放射性废物库贮存或处理。但到现在为止,还没有一个国家能够找到安全、永久处理高放射性核废料的办法。但核废料无法处理仅仅意味着无法在短时间内消灭,其本身在储存过程中的安全性还是有保障的。
      
      核电站的另一个问题是热污染。受制于常规岛内的用于发电的现有蒸汽汽轮机热效率较低,因而其比一般化石燃料电厂会排放更多废热到周围环境中,故核能电厂的热污染较严重。
    什么是反应堆
    核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能-热能转换的装置。
    核电厂用的压水反应堆有一个厚厚的钢质圆筒形外壳,腰部有几个进水口和出水口,称为压力容器,900兆瓦的压水堆, 其压力容器高12米,直径3.9米,壁厚约0.2米。
    压力容器是堆芯,堆芯由燃料组件和控制棒组件等组成。水在它们的间隙中流过。水在此起两个作用,一是降低中子的速度使之易于被铀-235核吸收,二是带出热量。900兆瓦的压水堆 一般装有157个燃料组件,约含80吨二氧化铀。
    压力容器顶装有控制棒驱动机构,通过改变控制棒的位置来实现开堆、停堆(包括紧急停堆)和调节功率的大小。
    核事故
    一般来说,在核设施(例如核电厂)内发生了意外情况,造成放射性物质外泄,致使工作人员和公众受超过或相当于规定限值的照射,则称为核事故。显然,核事故的严重程度可以有一个很大的范围,为了有一个统一的认识标准,国际上把核设施内发生的有安全意义的事件分为七个等级。
    由表可以看出,只有4-7级才称为“事故”。5级以上的事故需要实施场外应急计划,这种事故世界上共发生过四次, 即苏联切尔诺贝利事故、英国温茨凯尔事故,美国三里岛事故和日本福岛核电站事故。
     
      1986年4月26日,前苏联建切尔诺贝利核电站第四号反应堆大起火,并发生化学爆炸(并非核爆炸)。爆炸释放量相当于堆内约3%~4%的核燃料。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。
      
      事实上,这是一次严重的人为责任事故,当时研究人员在做一次安全实验,切断了反应堆所有的安全措施,却又启动了反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,这是事故的人为原因。事故的技术原因是前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区,这在反应堆的设计上是不能允许的,另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳。
      
      1979年3月38日清晨,美国建在宾夕法尼亚洲哈里斯堡东南16公里的三哩岛核电站,第二号反应堆发生了一起严重的失水事故,反应堆的堆芯部分熔化,大部分燃料元件损坏或熔化,放射性裂变产物泄漏到安全壳内,但并未外泄,对环境造成了轻微影响。由于事发地为美国,这次事故引起了极为强烈的反响,但其本身危害并不大,核电站内的118名职工无一伤亡,只有三人受到略高于季度允许剂量的照射,其余都在职业控制剂量以内。外泄的放射性物质也更少,方圆80公里的200万居民中,平均每人所受的放射性剂量还不如带一年夜光表或看一年彩电所受的剂量。三哩岛核事故是迄今压水堆核电厂发生的最严重的事故。
    厂房描述
    反应堆厂房:包括内外安全壳和内部结构以及堆芯熔融物捕捉器。反应堆厂房是双层圆筒形结构,该建筑包容并支撑与一回路相关的主要设施(包括压力容器和主冷却回路,包括主泵,蒸发器和稳压器)。反应堆换料腔和内部结构。辅助设备。厂房的主要功能是防止外部事件对内部反应的影响,确保不发生泄漏。包括一回路发生事故失水,使厂房内压力和温度升高。
    1. 安全壳:安全壳是双层墙体结构,其中内墙体由预应力混凝土筒体和混凝土穹顶构成,内面衬以钢衬里,保证密封。外安全壳抵抗外部冲击。1.8米宽的环形区域将内外安全壳隔离,该区域处于负压状态,收集发生泄漏事故后泄漏物的收集,保证泄漏物在排入大气前被过滤,双层安全壳是考虑在严重事故对环境的有效保护。
    2、 内部结构:主要功能是提供反应堆压力容器的支撑和附属设备的支撑;人员及设备的生物防护;防止管道的甩击和飞射物对安全壳、各回路以及安全系统的影响。
    3、 结构描述:内部结构是钢筋混凝土结构包括一次屏蔽墙,二次屏蔽墙,反应堆换料腔;楼板和墙体。
    4、 堆芯熔融物捕捉器:位于堆芯CVCS和VDS系统下部分为三部分,由堆坑下部、堆芯熔融物扩展通道和扩张区域组成。表面覆盖细石混凝土。底部有循环水系统,用以事故状态下对熔融物降温,水来自换料储水箱。
    5、 安全厂房:安全厂房1&4分为9层,分别布置在安全壳两侧;厂房2&3分为8层,布置在一起,采用双层墙体。外墙与厂房各楼层分开,通向厂房的门应有门禁系统。
    6、 燃料厂房:位于反应堆厂房和安全厂房2、3相对的位置,与反应堆厂房和安全厂房位于一个筏基础之上。9层(0.00-19.5m区域)。西侧为乏燃料水池及相关设施。东侧为事故废气过滤机组。采用双层墙,门应有门禁系统。
    7、核辅助厂房:核辅助厂房内设置与电厂运行必需的与安全无关的辅助系统,同时设置有部分维修区域。是钢筋混凝土结构,基础与厂房的筏基础是分离的,放射性设备周围设置屏蔽结构以及有系统的隔离。提供充分的生物隔离。
    8、 进出厂房:基础厂房内设有为保障人员安全进出核岛所必需的设备和设施。进出厂房的基础和核岛的基础临近,设置沉降缝,允许相对的位移。
    9、 放射性废弃物厂房:分为放射性废弃物厂房(HQB)和放射性废弃物储存厂房(HQS),其可收集、储存、处理液体和固体放射性废弃物。为两个机组公用,它同1号机组的核辅助厂房建筑直接连接,用来储存、运输树脂类废弃物以及收集、临时储存、运送废液。在放射性废弃物厂房和2号机辅助厂房附属建筑(2HQS)之间连接一条热管,用来输送2号机的废液。
    10、 应急柴油机房:(HD)是钢筋混凝土结构,其钢筋混凝土筏基及地下部分及外墙使用沥青绝缘材料来防水的。用来放置柴油燃料储存罐、柴油燃料槽房间的楼板、墙体及天花板表面是掺合了憎油材料的水泥砂浆抹面的。
    11、 安全厂用水泵房:为混凝土结构,其钢筋混凝土结构设计、配合比及工艺应具备足够的耐久性以保证结构主体能防止地下水和海水的侵蚀,所有与水接触的混凝土表面应使用精细模板,其他地方可以使用粗制模板。
     
     
    发电过程
    化石能源。煤、石油、天然气等化石能源的利用,对人类生存、发展、进步产生过巨大的影响。进入21世纪后,人们更加注重生存环境和生存空间的质量。大量燃用化石能源产生的温室效应、酸雨现象对人类生存环境造成了严重破坏。同时,化石能源经长期开采,其资源日趋枯竭,已不足以支撑全球经济的发展。在寻找替代能源的过程中,人们开始越来越重视核能的应用,而核能最主要的应用就是核能发电。
    人类首次实现核能发电是在1951年。当年8月,美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷块中子增殖实验堆上进行了世界上第一次核能发电实验并获得成功。1954年,苏联建成了世界上第一座实验核电站,发电功率5000KW。  核电站与火电站发电过程相同,均是热能—机械能—电能的能量转换过程,不同之处主要是热源部分。火电站是通过化石燃料在锅炉设备中燃烧产生热量,而核电站则是通过核燃料链式裂变反应产生热量。
    核电站的组成通常有两部分:核系统及核设备,又称为核岛;常规系统及常规设备,又称为常规岛。这两部分就组成了核能发电系统。
    核岛中主要的设备为核反应堆及由载热剂(冷却剂)提供热量的蒸汽发生器,它替代常规火电站中蒸汽锅炉的作用。常规岛的主要设备为气轮机和发电机及其相应附属设备,常规岛的组成与常规火电站气轮机大致相同。
     
     
    发展前景
    全球能源十分缺乏,为了响应节能、环保、减排,世界各国在大力加速发展核电能源,中国也将大力发展清洁电源,其中核电是全国今后电源结构调整的主攻方向,投资规模将大大超过常规电厂。国家对核电发展的战略由“适度发展”到“积极发展”。在这样的背景下,中国的核电能源将获得很好的发展机遇。
    2010年,中国核电装机容量突破1000万千瓦,达1082万千瓦,在建规模达26台2914万千瓦。
    从1985年开始,中国历年核电站建设投资金额一直走势平稳,而2008年则是近年来核电站建设的高峰期,2012年核电站建设投资达到1768亿元,但是由于受到2011年日本福岛核事故的影响,中国2011-2012年核电站建设步伐放缓,2012年核电站建设投资仅为250亿元,不到2008年的五分之一。2012年10月以来,核电站市场重启,2013年1-4月,核电站建设投资额为250亿元,核电发展将会更好。
    我国规划2020年核电在发电总量中占比达到5%。完成这一指标保守估计届时核电装机容量至少达到7000万千瓦,如能源需求总量再高一点,则核电装机容量需要达到8000万千瓦。
    在核电发展的问题上,应该充分利用非政府组织与意见领袖在政府与公众之间的桥梁作用,来加强政府与公众的沟通与交流,促使政府与公众在中国发展核电的问题上早日达成共识。 地方政府与业界是项目的主要推动者,也是具体执行者,在项目具体选址、操作、宣传等多方面都应引起更多的重视,要把得到公众的首肯放在第一位。核电的每一个项目的成败都关系到整个行业的发展,绝不能为了追求短期利益而忽视对整个行业产生的长期负面影响。
     
     
    国际现状
    国际核电企业以日系为中心,形成三足鼎立的局面,日本在核电技术和市场的垄断雏形已经出现,中国加快发展核能应用的能源战略调整必然受制于日本。
    在经历了日本福岛核事故沉重打击后核电正在逐步走上复苏之路,并且,越来越严重的能源、环境危机,促使核电作为清洁能源的优势又重新显现,核能在世界未来的低碳能源中将继续扮演重要角色。同时经过多年的技术发展,核电的安全可靠性进一步提高,美国、欧洲、日本开发的先进轻水堆核电站,即“第三代”核电站取得重大进展,有的已投入商运或即将立项。核电作为安全可靠、技术成熟的清洁能源,并且,核电作为当前唯一可大规模替代化石燃料的清洁能源,越来越受到世界各国的重视。
    世界上已有30多个国家或地区建有核电站。根据国际原子能机构(IAEA)统计,截至2012年12月底,共有437台核电机组在运行,总装机容量约3.7亿千瓦。核电站主要分布在北美的美国、加拿大;欧洲的法国、英国、俄罗斯、德国和东亚的日本、韩国等一些工业化国家。其中美国有104台、法国58台、日本50台、俄罗斯33台、韩国23台、印度20台、加拿大19台等等。核电约占全球总发电量的15%,根据IAEA发布的2011年度全球核发电比例的统计数据,其中法国高达77.7%,韩国为34.6%,日本为18.1%,美国为19.2%。全球在建核电机组68台,装机容量约为7069万千瓦,其中超过70%的在建核电机组集中在亚洲的中国、印度和欧洲的俄罗斯等国家。
    出于对环保、生态和世界能源供应等的考虑,核电作为一种安全、清洁、低碳、可靠的能源,已被越来越多的国家所接受和采用,在全球部分地区掀起了核电建设热潮。如今,越来越多的国家正在考虑或启动建造核电站的计划,已有60多个国家正在考虑采用核能发电。到2030年前,估计将有10-25个国家加入核电俱乐部,将新建核电机组。据国际原子能机构预测,到2030年全球的核电装机容量增加至少40%。
     
     
    核电技术
    纵观核电发展历史,核电站技术方案大致可以分四代,即:
    第一代
    核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年,前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站:1957年,美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站,这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
    第二代
    上世纪60年代后期,在实验性和原型核电机组基础上,陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组,它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时,使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代,因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的,习惯上称之为第二代核电机组。
    第三代
    上世纪90年代,为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响,世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关,美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件,即URD文件(utility requirements document)和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”,即(EUR)文(European utility requirements document),进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。
    第四代
    2000年1月,在美国能源部的倡议下,美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家,联合组成了“第四代国际核能论坛”(GIF),于2001年7月签署了合约,约定共同合作研究开发第四代核能技术。根据设想,第四代核能方案的安全性和经济性将更加优越,废物量极少,无需厂外应急,并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆,熔盐堆,钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。
    第一代核电站为原型堆,其目的在于验证核电设计技术和商业开发前景;第二代核电站为技术成熟的商业堆,在运的核电站绝大部分属于第二代核电站;第三代核电站为符合URD或EUR要求的核电站,其安全性和经济性均较第二代有所提高,属于未来发展的主要方向之一;第四代核电站强化了防止核扩散等方面的要求,处在原型堆技术研发阶段。


    上海自动化仪表三厂专业生产加工销售(k型、铂铑、铠装、耐磨防腐防爆)热电偶热电阻、双金属温度计等种类型号的温度传感器和压力变送器及补偿导线、压力表、液位计、液位变送器、流量计、电线电缆、成套、现场总线等系列和其他专用仪器仪表及元配件产品。

    上海自动化仪表三厂始终坚持“科技为先导,人才为基础,客户为核心,质量为立足之本”的理念,企业的科研团队朝气蓬勃,不断吸取先进的技术,结合自身特点创新开发。上海自动化仪表三厂是规模较大的上海仪表厂,对制造生产的所有温度传感器都进行严格的质量检验,品质可靠,被广泛应用在冶金、石油、化工、水泥、电力、和实验室天热气、轻工、机械制造、塑料模具及热流道系统、电子、玻璃真空镀膜等行业和领域,产品销往全国各地,部分产品销往东南亚、欧洲等地,产品质量可靠。
     
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      热电阻:装配式热电阻、铠装式热电阻、端面热电阻、隔爆热电阻、电站热电阻、热套热电阻、轴承热电阻、石油化工热电阻、耐磨热电阻、耐磨阻漏热电阻、多点热电阻、多点隔爆热电阻、特殊热电阻、微型热电阻、插座式热电阻、电机热电阻、带温度变送器热电阻、耐腐热电阻、防爆热电阻等;
     
      温度计:双金属温度计、电接点双金属温度计、隔爆双金属温度计、热套式双金属温度计、带热电偶(阻)双金属温度计、耐震双金属温度计、压力式温度计等;
     
    ★ 产品管理理念:
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    以先进技术为依托,以科学管理为核心
     
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