AP1000核电机组蒸汽发生器的吊装

第三代压水堆核电机组和以往的核电机组不同,在设计和建造方面都有许多特点.蒸汽发生器的结构和支撑方式均有改变,所以,需重新考虑AP1000机组蒸发器的安装工艺,并提出了蒸汽发生器的安装方案.     

AP1000蒸汽发生器换热面积计算探讨

介绍了立式自然循环蒸汽发生器U形管换热面积计算方法。按AP1000蒸汽发生器的设计输入要求,根据此方法对AP1000蒸汽发生器进行了换热面积的计算,并将计算结果与国外公司对AP1000蒸汽发生器传热面积的设计结果进行了比较。     

AP1000反应堆蒸汽发生器的设计特点

概述了AP1000反应堆Delta 125(△125)蒸汽发生器的历史,并从设计参数、材料、结构等方面详细介绍了AP1000蒸汽发生器的设计特点,同时指出抗振条设计等需经运行验证,对压水堆蒸汽发生器工程设计人员具有一定的参考价值。     

AP1000主泵拆装设备的开发与应用

随着核电技术的发展,我国在第三代压水堆核电机组的设备制造中,也有许多创新和设计上的开发利用。以AP1000机组主泵的组装试验为例,给出了AP1000主泵安装的技术条件,并根据国产化主泵拆装设备的技术特点,结合三门与海阳核电机组主泵安装的实践经验,详细阐述了主泵的安装方案和施工流程,为后续核电机组主泵的安装,提供参考。     

项目信息

三门核电AP1000蒸汽发生器国产化取得新突破12月22日下午,经各方监造人员见证,由中国一重(齐齐哈尔)承制的三门核电2号机组蒸汽发生器管板锻件机械性能试验合格,标志着AP1000蒸汽发生器国产化能力和水平登上一个新台阶。     

项目信息

三门核电AP1000蒸汽发生器国产化取得新突破12月22日下午,经各方监造人员见证,由中国一重(齐齐哈尔)承制的三门核电2号机组蒸汽发生器管板锻件机械性能试验合格,标志着AP1000蒸汽发生器国产化能力和水平登上一个新台阶。     

我国核电重大专项CAP1400、CAP1700取得进展

<正>近日,国家核电技术公司宣布,世界首台AP1000核电机组三门核电1号机组钢制安全壳已于日前吊装封顶,机组建设总体进展顺利,预计将于明年10月并网发电,电价将低于火电。国家核电技术公司总经理顾军介绍说,目前,我国对AP1000关键技术的引进消化吸收基本完成,主管道、压力容器、蒸汽发生器等关键设备均已实现国产化,钢制安全壳技术已全面掌握,基本满足工程建设的需要。     

项目信息

三门核电AP1000蒸汽发生器国产化取得新突破12月22日下午,经各方监造人员见证,由中国一重(齐齐哈尔)承制的三门核电2号机组蒸汽发生器管板锻件机械性能试验合格,标志着AP1000蒸汽发生器国产化能力和水平登上一个新台阶。     

AP1000核电站蒸发器支撑用球轴承摆动磨损试验失效原因分析

从球轴承磨损试验中的试验工装、试验轴承安装、试验摆动频率、装配过盈量、材料性能、轴承失效等方面详细阐述AP1000蒸汽发生器支撑用球轴承常温摆动磨损试验失效原因;重点对试验工装方法、试验轴承安装、装配过盈量等方面的优化,对提高AP1000蒸发器支撑用球轴承常温摆动磨损试验提出切实可行的改进方案。     

三门核电厂AP1000核电机组凝汽器模块化安装工艺

三门核电厂AP1000核电机组凝汽器采用模块化安装,因此在设计、供货和安装等方面具有不同于一般核电机组的特点。针对模块化安装的难点,阐述了该工程凝汽器的模块化供货、吊装、拖运、就位等安装工艺,可供同类核电工程凝汽器安装参考。     

第三代压水堆核电机组AP1000的模块化施工分析

即将在我国首次建造的AP1000 第三代先进压水堆核电机组将大规模采用模块化的设计、施工技术。从施工角度看, AP1000 的模块分为钢壳模块、大型结构模块、小型结构模块和设备模块, 其中钢壳模块和大型结构模块的运输和吊装是施工的重点和难点。文章对模块化的施工情况进行了分析, 重点分析了钢壳模块和大型结构模块的吊装和运输问题, 为AP1000 的模块化施工提供了思路和借鉴。     

新型核电站常规岛结构设计发展分析

为优化能源结构,拉动内需,国家正大力发展核电的建设,从二代M310到二代半CPR1000,到三代AP1000和EPR,中国核电已进入全面推广"二代半"核电技术同时大力引进"三代"核电技术的时代。本文就"二代"、"二代半"和"三代"核电站常规岛土建技术进行比较,分析常规岛结构设计因核电技术的发展,在汽机基础、结构抗震分析、楼层反应谱、混凝土耐久性设计等方面而相应的技术发展。     

核电厂常规岛主厂房设备安装保证措施研究

阐述了AP1000核电是目前世界上最先进的核电堆型之一,海水冷却的常规岛CI(Conventional Island)主厂房多采用半地下结构,在CI主厂房内的凝汽器、发电机定子、汽水分离再热器、除氧器等设备的重量和外形尺寸均比常规火电的设备重和大,其吊装措施在CI主厂房设计时应综合考虑,对施工质量和工程进度都是有益的。介绍了某AP1000核电厂设备安装的CI主厂房设计与设备安装的配合,为相关工程建设、设计者提供参考。     

我国先进堆核电站研究开发的思路与实施方案设想

讨论先进堆核电站的概念,提出了我国先进堆核电站研究开发的总体思路,介绍研究开发百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站AC-1000的实施方案。     

再论山东海阳核电厂厂区标高和厂区护堤设计标准的确定

山东海阳核电厂规划建设容量为6×1000MWe级核电机组,并留有再扩建两台的可能性。厂区一次规划,分期建设。一期工程建设规模为2×1000MWe级核电机组。核电厂厂区标高和厂区护堤设计标准确定的合理与否,不仅可以节省大量资金,而且将直接影响到整个核电厂的工期,因此应该引起各方面重视。     

AP1000核电机组设备现状及国产化分析

AP1000机组作为三代核电机组,于2006年引入中国,经历了10年的努力,2016年,以首台机组完成热试为标志,基本实现从设计到工程的应用。基于“十三五”发展清洁能源与制造业的国家策略,系统性的论述了AP1000机组的关键设备国产化情况,分析了各类设备国产化过程中遇到的问题和后续需要继续攻关的方向,为后续AP1000机组及其升级后的系列机组设备国产化产业链的完善提供支持。     

Results of operation and current safety performance of nuclear facilities located in the Russian Federation

After the NPP radiation accidents in Russia and Japan, a safety statu of Russian nuclear power plants causes concern. A repeated life time extension of power unit reactor plants, designed at the dawn of the nuclear power engineering in the Soviet Union, power augmentation of the plants to 104–109%, operation of power units in a daily power mode in the range of 100-70-100%, the use of untypical for NPP remixed nuclear fuel without a careful study of the results of its application (at least after two operating periods of the research nuclear installations), the aging of operating personnel, and many other management actions of the State Corporation “Rosatom”, should attract the attention of the Federal Service for Ecological, Technical and Atomic Supervision (RosTekhNadzor), but this doesn’t happen.The paper considers safety issues of nuclear power plants operating in the Russian Federation. The authors collected statistical information on violations in NPP operation over the past 25 years, which shows that even after repeated relaxation over this period of time of safety regulation requirements in nuclear industry and highly expensive NPP modernization, the latter have not become more safe, and the statistics confirms this. At a lower utilization factor high-power pressure-tube reactors RBMK-1000, compared to light water reactors VVER-440 and 1000, have a greater number of violations and that after annual overhauls. A number of direct and root causes of NPP mulfunctions is still high and remains stable for decades. The paper reveals bottlenecks in ensuring nuclear and radiation safety of nuclear facilities. Main outstanding issues on the storage of spent nuclear fuel are defined. Information on emissions and discharges of radioactive substances, as well as fullness of storages of solid and liquid radioactive waste, located at the NPP sites are presented. Russian NPPs stress test results are submitted, as well as data on the coming removal from operation of NPP units is analyzed.