AP1000与大亚湾核电站蒸汽发生器的对比与分析

通过对AP1000蒸汽发生器和大亚湾核电站蒸汽发生器进行对比,从结构、运行参数和工作性能方面分析了两系统之间的差异。指出了AP1000蒸汽发生器在结构上有既高且细的特点,U型管排列呈三角形,蒸汽发生器连接两个冷却剂泵。在运行参数上表现出换热面积大的特点,从而产生的热应力小。在工作性能上体现出U形管换热性能强,振动性能优良的特点,能够满足高功率核电站设备要求。但就泵与蒸汽发生器连接方式的性能,还需进一步研究。     

AP1000屏蔽式主泵的供电及变频器特点

分析了AP1000屏蔽式主泵在三门核电站的供电方案优缺点和运行中应关注的问题，介绍了主泵变频器的相关特点。     

压水堆核电站主循环泵装置

本文介绍了核电站用主泵的技术发展历程和结构特点,以及第三代核电用主泵——AP1000屏蔽式主泵的结构特点和制造难点,还介绍了主循环泵装置中电动机的结构和技术特点。     

AP1000核电站额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态分析

AP1000核电站额定功率运行时采用3台33.3%容量电动泵提供给水,无备用泵。通过对100%和70%额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70%额定功率运行;并通过对CENTS程序建立的单台给水泵跳闸瞬态的仿真结果数据进行分析,验证了此瞬态下无需快速降功率动作,反应堆功率自动控制系统与蒸汽旁排系统能够将一回路平均温度维持在允许范围内,期间不会发生蒸汽发生器窄量程液位低跳堆事故,上述分析结果对 AP1000核电站调试和运行具有重要参考意义。     

AP1000核电机组蒸汽发生器的安装

与以往的核电机组设计不同,第三代压水堆AP1000核电机组蒸汽发生器的结构和支撑设计比较独特,这决定了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺将与已建核电机组蒸汽发生器的安装有所不同。 介绍了AP1000机组蒸汽发生器的支撑结构及其安装特点,提出了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺。     

世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机—主泵台架试验取得重大进展

美国当地时间2010年5月17日,世界第三代核电AP1000屏蔽电动机—主泵第三次中间试验在宾夕法尼亚州匹兹堡市科蒂斯怀特(CURTISS-WRIGHT0)公司EBD主泵制造厂取得成功,标志着世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机—主泵台架试验取得重大进展,向取得最终鉴定试验成功迈出了重要一步。     

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。     

世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机—主泵台架试验取得重大进展

<正>美国当地时间2010年5月17日,世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机-主泵第三次中间试验在位于宾夕法尼亚州匹兹堡市的美国科蒂斯怀特(CURTISS-WRIGHT)公司EMD主泵制造厂取得成功,标志着世界首台第三代核电AP1000屏蔽电机主泵台架试验取得重大进展,向取得最终鉴定试验成功迈出了重要的一步。     

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。     

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。     

导叶结构对核主泵性能的影响

针对将AP1000核主泵转速从1 750 r/min降低到1 450 r/min,应用强制漩涡法和速度系数法设计核主泵叶轮和环形压水室,设计出扭曲叶片和扩散叶片两种结构形式的导叶。利用Fluent软件,对不同导叶设计工况进行数值模拟,对主泵内部静压分布和流线分布进行分析,较好地揭示了过流部件内部流动的主要特征。     

超临界水冷堆与WWER1000型压水堆的安全特性比较分析

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为主要的控制方式。通过对比分析超临界水冷堆与田湾核电站WWER1000型压水堆主泵卡轴事故下的安全特性,得出超临界水堆给水流量的丧失会造成反应堆冷却剂流量的丧失,而WWER1000型压水堆给水流量的丧失并不会造成反应堆冷却剂流量的丧失;WW-ER1000型压水堆的安全系统有控制棒、蒸汽发生器的主蒸汽旁排阀、应急给水泵,这些安全配置与超临界水冷堆相似;相比WWER1000型压水堆,超临界水冷堆在压力较快达到稳定状态前提下,其最高包壳温度有个剧烈变化过程,但超临界水冷堆和WWER1000型压水堆在卡轴事故发生后,都能建立稳定的自然循环。     

AP1000仿真系统失水事故的定性分析

在低碳背景下,国家对核电的投入正在逐步加大,核反应堆的安全性也越来越引起人们的重视。本文采用RELAP5/MOD3.4软件以AP1000主冷却剂系统为原型进行仿真建模,定性分析了AP1000小破口失水事故(SB-LOCA)的发生过程,并与AP1000安全分析报告(SAR)中的SB-LOCA做了比较,为进一步仿真建模做铺垫。     

核主泵惰转转速计算模型的比较

针对核主泵在惰转过程中还要求有足够的冷却流量,利用核主泵瞬态动量守恒方程进行计算和分析,对模型做了合理简化,得到新的转速模型,验证了该模型精准度。结果表明:该模型完全可用于核主泵瞬态分析,可得到不同转动惯量下核主泵达到半流量时惰转时间的变化规律。     

Measures for ensuring reliable operation of the welded joint connecting the reactor coolant circuit’s header to the shell of a steam generator used at a VVER-1000 reactor-based nuclear power station

Problems that arose around the weld joint connecting the reactor coolant circuit’s header to the steam generator shell during operation of steam generators at nuclear power stations equipped with VVER-1000 reactors are considered. Works on studying the defects occurred in the header’s metal are described, and ways for preventing their development are determined.     

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.     

核主泵电动机绝缘技术研究与发展

核主泵在反应堆核岛内运行,始终受到核岛内高能射线的辐射作用,因此,电动机绝缘系统承受高能射线的水平,是核主泵电动机绝缘系统设计的必要条件。绝缘结构的快速热老化评定试验是绝缘系统的耐热等级和热寿命的科学评定方法,为核主泵电动机绝缘系统的可靠运行提供了科学的依据。     

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。