AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比

AP1000采用了比传统压水堆更为先进的非能动安全设计理念。本文着重阐述了非能动技术在三门核电专设安全设施中的应用,以设计基准的LOCA事故为例,与传统核电站的事故响应进行比较,直观展现非能动技术在保障电厂安全方面的优越性。     

AP1000主泵断路器可靠性分析

AP1000是西屋公司在AP600的基础上开发的非能动先进压水堆,AP1000与传统成熟的压水堆核电厂最大不同在于其安全系统采用了非能动的技术,AP1000核电厂主泵断路器是一种可以在安全系统控制下可靠断开反应堆冷却剂泵负载的1E级开关设备,本文结合AP1000主泵断路器的电气回路设计和参数特点,深入剖析实现可靠性提升的一些关键措施。     

非能动安全先进AP1000核电厂模块进度控制

非能动安全先进AP1000核电厂采用模块化施工,模块的进度控制是AP1000核电厂总体进度控制的关键之一,本文简要介绍了非能动安全先进AP1000核电厂的模块及模块化施工特点,阐述了模块进度控制的内容和方法,以期为后续AP1000核电厂模块进度控制提供借鉴。     

AP1000核电建设项目风险分析及应对

2007年,我国与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同。AP1000是西屋公司开发出的一种两环路1000MWe的非能动压水堆核电技术,是目前较为先进的第三代堆型,但个别关键设备边研发、边制造,使得机组的整体安全性和先进性仍需要通过工程实施和安全运行来验证。三门作为全球首个第三代核电自主化依托项目,在建造和运行阶段必将存在较大的风险。     

浅析主给水泵装配工艺

对第三代先进的非能动型压水堆核电技术AP1000主给水系统中的主给水泵的装配工艺方案进行了技术分析,对主给水泵的装配关键工艺进行了论证,阐述了主要的工艺路线及装配过程,供后期核电项目主给水泵装配借鉴和参考。     

AP1000压水堆核电站固体废物处理系统的调查报告

AP1000压水堆中首次提出离堆放射性废物处理的概念,即在多堆核电厂址中设计独立的放射性废物处理设施(SRTF),集合多种放射性废物处理系统来对多台机组运行和事故工况下产生的放射性废物进行处理。AP1000产生的固体废物主要通过脱水装HIC系统,分拣、压缩、灌浆系统,洗衣房系统进行处理。与其他核电站最主要的区别在于对废树脂采用HIC固化,而非水泥固化。     

某新型核电人员闸门制造过程质量管理及技术监督

某新型核电堆型在能动安全的基础上采取了有效的非能动安全措施,以可有效应对动力源丧失的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充,提供了多样化的手段满足安全要求,是当前核电市场上接受度最高的三代核电机型之一。人员闸门是该核电堆型系统中的关键设备,其设计寿命为60年,制造要求更高,设计更复杂,面临的制造难点更多。总结了人员闸门和应急闸门制造过程中的技术难点及质量监督要点。     

第三代反应堆AP 1000和EPR的堆芯核设计

AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的燃料组件增设了中间搅混格架,但应用经验较少。堆芯换料方案都为长周期换料,EPR为高泄漏换料方案,中子泄漏较多,但堆芯功率容易展平。AP1000的长周期换料方案更为灵活,为低泄漏方案,提高了中子利用率,为了展平功率,提出了较多新型设计理念,使燃料组件种类增加,堆芯装载更为复杂。     

AP1000的多样性驱动系统(DAS)分析

AP1000是我国正在引进的美国西屋第三代核电技术,主要分析AP1000的DAS系统(多样性驱动系统)的设计思想,描述了DAS系统的结构和功能,同时与传统ATWS缓解系统进行了比较分析.     

AP1000机械模块采购模式研究

AP1000机型在建造中大量采用了模块化设计及建造技术,在缩短建造工期的同时,也给设备采购工作带来了诸多困难和挑战,使得传统的CPR1000采购模式不能完全适用于AP1000机械模块采购,目前国内在机械模块采购方面也尚未形成长期有效的采购模式,因此有必要对AP1000机械模块的特点进行系统研究,并在此基础上提出新的采购模式。     

AP1000核电厂进度控制浅析

本文结合已开工的AP1000核电厂前期准备、建造阶段暴露的问题,对制约AP1000核电厂进度的设计、模块、长周期设备等主要因素进行分析;提出进度控制应注意的主要问题,总结经验;对AP1000核电厂进度计划管理提出了一些建议。     

AP1000核电厂核测仪表系统及其特点分析

本文介绍了AP1000核电厂核测仪表系统的组成,对其包含的两个测量系统——堆内仪表系统和堆外核测系统的功能、系统组成及信号流程进行了介绍,并分析了AP1000核测仪表系统的特点。     

AP1000蒸汽发生器水室封头出口接管与主泵泵壳焊接超声波检测要求探讨

本文主要介绍了AP1000蒸汽发生器水室封头出口接管与主泵泵壳焊缝的设计和制造要求,详细分析了AP1000蒸汽发生器泵壳焊缝制造过程中产生的UT显示,从ASME规范使用等方面分析了这些显示产生的根本原因,并提出了后续的改进方案,为避免后续AP1000蒸汽发生器产生类似的问题提供了理论依据和实践经验。     

AP1000非能动先进压水堆的二回路系统与1000MW火电机组的比较

AP1000非能动先进压水堆的二回路系统与1000MW超超临界火电机组,发电容量基本接近,但是由于主蒸汽参数的差异,二者在热力系统上存有一定的区别,针对AP1000的二回路系统与1000MW火电机组的热力系统进行了比较。     

浅谈CAN总线在机车监控系统中的应用

以菲利普公司生产的型号为SJA1000为例,从CAN总线概念和特点入手,总结了CAN总线在机车监控系统方面的应用,并对基于CAN总线机车监控系统的实现进行了研究。     

浅析超声波流量计在AP1000主给水测量中的应用

论文以时差法超声波流量计为例,对超声波流量计的工作原理进行研究,并结合超声波的特性,介绍超声波流量计的优缺点以及美国Cameron公司LEFM技术产品在AP1000核电厂主给水流量测量中的应用。     

AP 1000核电大型模块运输管理

由于AP1000核电大型模块重量近千吨,外型尺寸庞大,导致现场运输风险高、施工难度大,防变形要求高。所以大型模块运输管理对核电建设安全、进度、成本控制等有着重大影响。针对AP1000核电大型模块的组装场地、组装方式、运输道路的设计、大型起重机械选型、吊车的行走站位场地设计等施行标准化管理至关重要。     

AP1000项目A1类设备的不符合项管理

本文以AP1000核电项目海阳1号反应堆压力容器上封头锻件不符合项处理为例,介绍了核岛合同中A1类设备不符合项管理模式,通过对比各核电项目不符合项分类与处理,参照国家核安全法规及美国机械工程师协会标准等规范标准的相关要求,指出A1类设备不符合项管理存在的问题,并提出对后续AP1000项目A1类设备不符合项管理的改进意见。     

浅谈AP1000核电厂建造阶段甲供物项的仓储管理

AP1000核电厂甲供物项的仓储管理是核电厂建造期间的一项重要管理内容,直接关系到核电厂工程安全、质量、施工进度和造价。本文基于AP1000甲供物项仓储管理的特点,着重分析了核电厂建造阶段甲供物项仓储管理的主要内容,对核电厂建设阶段仓储规划和管理具有参考意义。     

某工程SBO电源柴油发电机组设计优化方案

本文调研了国内外主要堆型SBO电源柴油发电机组的典型配置方案,参考适用于轻水堆核电厂的NB/T 20066-2012《核电厂应对全厂断电设计准则》,结合本工程堆型的固有安全设计、非能动安全系统设计等特点,通过梳理需由SBO电源柴油发电机组供电的用电负荷,完成了全新的SBO电源柴油发电机组系统设置方案及接入方案,用于应对以全厂断电为基本工况的超设计基准事故(外电源全部不可用,应急柴油机启动未成功),提供必要的后备电源,保证核电站在SBO工况下能够进入和维持在安全停堆状态。