AP1000非动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势

AP1000之所以成为我国今后核电技术的发展方向,主要得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非能动技术的全面应用。AP1000的非能动堆芯冷却系统作为非能动专设安全设施的核心系统,在设备组成、系统运行等方面都和传统压水堆有很大的差异,本文主要介绍了该系统相对于传统压水堆的优势。     

AP1000核电厂厂外备用电源系统配置分析

先进非能动压水堆(1 000 MW advanced passive pressurized water reactor, AP1000)核电技术路线引入非能动安全系统的设计理念,简化了安全系统配置,对交流电源无安全级相关要求,厂用电接线更加简单,但厂外备用电源系统的高标准配置,导致电网配套的输变电容量、设备投资、运维成本的大幅增加。通过对法规标准、运行规程、功能需求、切换响应等方面的深入研究,从机组安全性、可用率、技术经济比选,最终得出示范项目的配置方案在技术经济上是合理的。建议根据核电厂对厂外备用电源的实际容量需求,合理申请配套输电线路容量,以减少工程投资。     

AP1000全数字化仪控系统安全分析

1AP1000及其仪控系统简介AP1000是西屋公司开发的1000MWe非能动压水堆核电站。采用非能动方式,简化了专设安全设施,减少了人员干预,提高了核电站的安全性。AP1000仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即DCS),它在已获美国NRC许可证的AP600仪控系统基础上又作了一些改进,主要体现在反应堆保护系统的设计上,AP600采用的是西屋已很成熟的Eagle系统,AP1000则有2套方案,一套是沿用AP600的Eagle21+Ovation方案,另一套是在此基础上改进的CommonQ+Ovation系统。由于AP600已获得许可证,所以CommonQ在很大程度上都维持了原AP600关…     

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与300MWe压水堆核电厂PSA中人员失误事件及其影响比较

本文基于AP1000概率风险评价（PICA）报告及300MWe压水堆核电厂PSA模型，首先分别给出两者功率运行工况下内部事件PSA模型中主要的人员失误事件并作简单对比，随后通过对两者的人员失误事件不同的取值考虑进行敏感性分析，得到几种人员失误概率（HEP）取值情况下的CDF值，从而对AP1000及300MWe核电厂PSA模型中人员失误事件影响的不同程度做出了总体的评估，并从一个侧面阐明了非能动核电厂设计的优越性。     

AP1000反应堆压力容器安装技术

AP1000是二环路的1 000MW级压水堆三代核电厂,采用非能动安全设施,与传统的二代压水堆核电技术相比,反应堆压力容器(RPV)本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进性变化。根据AP1000RPV自身的特点,并在实践的基础上,对RPV的现场安装技术,包括安装准备、现场运输和吊装、核岛安装等进行了介绍和分析,为核电站核蒸汽供应系统主设备的现场运输、吊装和安装提供技术参考。     

第3代核电技术AP1000核岛技术分析

第3代核电技术是当今国际上核电发展的主流。AP1000作为其中的代表具有诸多鲜明的特点,主要体现在进一步加强事故预防和缓解的能力,提高核电厂安全性等方面。特别是AP1000采用了大量非能动安全措施,减少了事故情况下人员干预操作的频率,同时也为事故处理提供了较长的应急处理时间。文中简要介绍了第3代核技术,并详细分析了AP1000的非能动安全要点。     

AP1000核电站IDS系统介绍与蓄电池交付试验分析

AP1000是一种先进的"非能动型压水堆核电技术"。AP1000最大的特点就是设计简练,易于操作,而且充分利用了诸多"非能动的安全体系",这样既进一步提高了核电站的安全性,同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。主要介绍了AP1000核电站中IDS系统的结构和功能,阐述了IDS中蓄电池交付试验的验收方法,以IDS中的72 h蓄电池组为例,分析了交付试验的结果。经过试验分析,可以为2 h,24 h等其他蓄电池组的试验和验收提供合理的借鉴。     

AP1000核电机组主变压器容量选择

结合国内AP1000核电自主化依托项目,按照技术支持方和国内相关标准计算了主变压器容量,并对计算结果之间的差异进行了分析。作者认为按照国内标准体系选择主变压器容量更合理、经济,更利于我国AP1000核电技术的标准化管理。同时给类似工程项目主变压器容量选择提供了参考。AP1000核电技术是美国西屋公司开发的一种先进的非能动型压水堆核电技术,也是目前我国核电自主化依托项目引进的第三代核电技术[1]。在AP1000核电厂内主变压器是非常重要的电气一次设备,负责将电厂产生的电能向外输送和     

三门AP1000核电厂的发电机氢气密封油系统

三门核电厂作为三代压水堆AP1000首堆所在，不仅安全性能卓越，常规岛的设计同样处于世界领先水平。其发电机氢气密封油系统由日本三菱公司设计，由于系统采用了真空处理单元，与目前国内绝大多数电厂的密封油系统相比有着显著的优势。本文从工艺流程角度介绍了三门核电厂氢气密封油系统的特点。     

CNP1000核电厂工程技术方案

介绍了CNP1000核电厂的工程技术方案。CNP1000设计在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试和运行经验的基础上,借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果,使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。考虑到了多年国内核安全工作的经验反馈,并吸取了国际上新一代核电厂的设计理念,CNP1000核电厂的设计方案在安全方面的考虑更全面和周到。CNP1000的技术定位为“二代加改进型”,并有进一步发展的潜力,能够体现我国自主知识产权的中国品牌特征。     

时隔34年美国重启核电审批

美国核管理委员会（NRC）宣布批准2台AP1000核电机组的建造和运行联合许可证（COL）。美国在核电领域一向谨慎,这次批准意味美国将重启核电。自1979年三哩岛核电事故之后,美国已有34年没有新建核电机组。南方电力公司下属的南方核电运行公司SNC（Southern Nuclear Operating Company）拟建设2台电功率各为110万千瓦的AP1000核电机组。AP1000是先进的非能动压水堆,其与二代核电机组的最大差别在于安全系统。发生紧急事故时,三代非能动机组不需要外部应急电源,而是利用重力、势能（高位水箱）、自然循环和蒸发等自然的现象,驱动冷却水以冷却反应堆和安全壳,将堆内热量带出,以避免核电机组因应急电源被切断,而出现堆芯融化的事故。     

电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型

以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。     

非能动堆芯冷却系统缓解小破口失水事故的特点分析

本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的设计及其运行机制,以及在缓解小破口失水事故（SBLOCA）中的系统响应,并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统（ECCS）缓解SBLOCA的过程进行比较,给出PXS缓解SBLOCA的特点。     

AP1000核电机组模块化建造进度控制研究

AP1000是一种先进的非能动型压水堆核电技术,其设计特点之一即为模块化建造。首先对模块化建造和AP1000核电机组的各类模块及其厂房分布予以介绍,然后从进度控制的角度提出了模块化建造得以顺利实施应满足的进度条件,接着对世界上首台AP1000机组三门核电一号机组的模块化建造实践的进度控制情况进行介绍,并分析了进度滞后的主要原因,最后针对模块化建造技术在核电项目建设中的进一步推广提出了有益建议。     

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。     

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核电厂设备监造分级分析

分析了影响核电厂设备监造分级应用的主要因素,总结了核电厂设备监造分级的基本方法,根据AP1000核电厂安全系统、设备分级体系的特点,对AP1000核电厂设备监造活动分级进行了深入的研究,提出了我国AP1000核电厂设备监造分级的有效方法,并应用于国内某一AP1000核电项目上.     

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。     

AP1000核电厂中压厂用电源切换设计及优化

介绍了AP1000核电厂的电气系统及中压厂用电源切换的设计特点,对核电、常规火电的厂用电切换设计进行了差异比较,分析了AP1000核电在非正常运行方式下的中压厂用电源切换特点及设计优化过程。通过设计优化,取消了辅助锅炉运行闭锁厂用电快切,并提出了相关建议,为后续AP1000工程提供参考。