AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计分析及对策

结合三门核电厂工程实践,从检修通道、操作空间及设备安装要求等方面对 AP1000核电厂非核级直流和UPS设备布置设计进行分析,指出了 AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计存在的不足,针对在建和后续新建 AP1000核电厂中非核级直流和 UPS设备布置提出改进对策,为 AP1000核电厂建设积累经验。     

适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型

以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态模型与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。结果表明,基于上述核电厂模型得到的仿真结果与基于核电厂专用仿真软件PCTRAN得到的仿真结果基本一致,验证了所建立AP1000核电厂模型有效性,该模型具有较高的仿真效率,可用于AP1000核电厂接入电网的稳定计算和分析;在电力系统中长期稳定分析中,应该考虑核电厂主蒸汽压力变化对汽轮机机械功率输出的影响,为AP1000核电厂接入电网的稳定分析奠定了基础。     

AP1000核电厂时钟系统设计改进研究

为了研究AP1000核电厂时钟系统的全厂设计方案改进的必要性和具体方法,文章通过分析AP1000核电厂时钟系统设计方案现状,分别从异地冗余备份、组网层次、运行维护、供电优化、故障报警等方面探讨时钟系统设计改进方案。通过多方面研究,探索出一套改进时钟系统的有效方法,确保了AP1000全厂时钟系统的稳定性和可靠性,对于在建AP1000核电厂时钟系统改进和新建核电厂的时钟系统设计有良好的指导意义。     

AP1000核电设备鉴定试验探讨

介绍了AP1000核电厂安全级设备鉴定的基本过程和鉴定试验序列,对热老化、辐照、抗震、设计基准事故模拟等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了讨论,指出了AP1000核电设备鉴定对试验设施条件、试验方法标准、实践经验等方面的新要求和新挑战。     

AP1000抗震裕度评价初步研究

2007年7月日本柏琦刈羽核电厂由于地震引发的放射性泄漏事故震惊核工业界，我国的相关部门发出文件要求国内核电厂进行系统及设备的抗震评价。鉴于以上背景并借三代核电技术引进之机，作者对AP1000的抗震裕度评价方法进行了初步研究，并在Risk Spectrum程序上建立了事件树和故障树模型对AP1000抗震裕度进行了校算。通过该研究，实践了核电厂抗震裕度评价的过程，并找到了开展抗震裕度评价的一种实用方法？为更深入地开展AP1000的抗震裕度研究和地震PSA研究积累了经验。     

稳步推进AP1000核电厂标准设计

自国家发改委明确我国内陆核电厂址建设AP1000堆型以来,国家核电加大了AP1000核电厂标准设计的推进力度。国家核电把建成首批内陆AP1000核电厂作为我国消化吸收三代先进核电AP1000技术的重要标志之一。为推进AP1000后续项目的前期工作,国家核电上海核工程研究设计院在核电厂安全审评准备、核电法规标准对比分析、初步设计推进等三方面扎实开展工作。     

非能动技术对核电厂概率风险评价结果的影响

AP1000核电厂以非能动技术而成为第三代核电厂的典型代表。本文主要介绍AP1000核电厂的非能动系统，并从概率风险评价（PRA）的角度，通过纵向和横向的对比，分析了非能动技术应用对AP1000核电厂的堆芯损伤频率（CDF）和大量放射性释放频率（LRF）的影响。     

AP1000核电厂高容量水冷冷冻机电控柜调试及故障分析

简述了AP1000核电厂VWS系统高容量水冷冷冻机电控柜的基本工作原理、调试项目和调试方法,针对调试过程出现的故障,提出相应的解决方案和设计改进,为AP1000核电厂VWS系统的设计和调试提供了一定参考。     

电力科技信息

<正>中国已具备建设第三代AP1000核电厂技术条件中国采用第三代AP1000核电技术建设的首批内陆核电站零标准设计的初步设计和安全分析报告已圆满完成,这标志着中国已在技术上具备了批量建设AP1000核电厂的条件。     

西屋公司的AP1000先进非能动型核电厂

介绍了西屋公司开发的AP1000先进非能动型压水堆的技术特点。AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录,安全系统设计充分利用自然驱动力,在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功能。非能动系统的使用使核电厂的设计比起传统的压水堆核电厂有显著的简化,简化不仅减少了设备部件的采购量,降低了相应的安装成本,缩短了施工工期,并使维修活动最小化。对于AP1000核电厂,设计简化的结果还包括可利用率的提高和所需员工数量的减少。     

S32101双相不锈钢的焊接特性及在AP1000核电站中的应用

基于AP1000核电站的建造模式及设备工作环境差、抗腐蚀要求高、投产后设备不可更换等特殊情况,论述了S32101双相不锈钢在AP1000核电站中的应用。介绍了双相不锈钢的化学成分、组织、焊接特性,提出了S32101双相不锈钢的焊接工艺及在焊接过程中应注意的要点。     

AP1000安注箱制造焊接工艺的研究

AP1000是第三代压水堆核电技术,安注箱是这种核电机组安全系统中的重要设备.安注箱的本体结构为球形,主要材料为低合金钢,球内表面履有不锈钢材料,在制造和焊接方面有独特的技术要求.依据规范的要求,对安注箱的制造和焊接工艺方案进行了多项设计,并通过各种试验,成功运用于主要零部件制造和焊接,可为类似核电设备的制造提供借鉴.     

从世界核电站发展趋势看我国核电发展现状

为了揭示我国核电的发展现状以及未来的发展趋势,介绍了世界核电站发展的4个阶段,分析了福岛核事故发生的原因,描述了沸水堆反应堆和压水反应堆的构造以及工作原理、非能动压水堆反应堆Advanced Passive(AP)1000和第3代欧洲压水堆反应堆Europe Pressure Reactor(EPR)的技术特点等。阐述了我国核电装备企业将面临全球核电站更新换代需求和核电站安全管理将备受重视的观点。     

AP1000核电主给水泵系统设计及改进

分析了核电主给水泵系统的作用、常用设计及特点,并针对火电和核电主给水泵系统配置进行了分析。重点就AP1000核电主给水泵系统的性能要求,系统组成,系统设计特点及最大点流量问题进行了详细说明。最后针对AP1000核电主给水泵系统改进措施提出了建议。     

AP1000核电站主要电气系统设计特征

以AP1000为代表的第三代核电机组由于采用了非能动的安全设计理念,其电气系统的设计具有与第二代核电机组完全不同的特征。通过对AP1000核电机组主要电气系统的设计进行分析,指出其主要设计特征及设计要点,为第三代核电机组设计自主化提供参考。     

某AP1000核电厂循环水泵房方案结构方案研究

由于核电的循环水量较火电大,泵房的体积也更大,尤其是AP1000堆型中的循环水泵房尚无运行经验,而泵房结构的不规则、大体积等给设计带来许多新问题。某AP1000核电机组的循环水泵房,参照国内外百万兆瓦机组循环水泵房的结构布置及相关规范要求,对不同工况组合进行整体数值分析,提出了循环水泵房的分缝方案及温度控制措施,同时提取了泵房结构内力。     

内陆AP1000核电厂放射性废液处理系统设计改进

为适应国家对核电厂放射性流出物排放的新要求,在分析AP1000反应堆放射性废液来源与特性的基础上,确定了内陆AP1000核电厂废液处理系统的改进原则.在对比不同改进工艺的优缺点后,提出采用化学絮凝,增设离子交换床和使用大孔树脂等手段对废液处理系统进行改进的方案,并对改进方案进行了性能验证.试验实例表明,改进后的废液处理系统能够满足内陆AP1000核电厂放射性废液排放的需求.     

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。