AP1000蒸汽发生器锻件制造的难点

AP1000蒸汽发生器是核岛关键设备,其制造要求严格。文章简要介绍了蒸汽发生器主体结构和材料,重点介绍了管板、锥形筒体和水室封头锻件的制造难点,并通过三门核电站1号机组和海阳核电站1号机组蒸汽发生器锻件的制造实践,指出在制造过程中需要引起关注的地方,总结了一些制造过程中发生的问题,提出了AP1000蒸汽发生器锻件国产化过程中的建议性措施。     

国内特别报道

<正>AP1000核岛蒸汽发生器管板锻件研制成功2009年12月22日,第三代核电AP1000自主化依托项目三门核电站2号机组蒸汽发生器管板锻     

蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。     

AP1000核电厂蒸汽发生器管板堆焊冷裂纹问题分析

从母材焊接特性、H元素对裂纹的影响、焊接工艺及堆焊层残余应力等方面详细阐述AP1000蒸汽发生器管板堆焊过程中裂纹产生的原因,从锻件采购、焊接控制以及堆焊工艺等方面对AP1000管板堆焊工艺提出切实可行的改进方案.     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

核电厂主蒸汽16N监测用于蒸汽发生器泄漏率测量的研究

文章介绍了CPR1000、AP1000和EPR核电厂广泛采用的法国新型16N监测设备的组成和技术特点,通过实例描述了16N探测器可用性放射源检查试验.对16N监测的量化计算方法进行了分析和研究,根据国内外已有研究成果,推导出了量化计算公式.介绍了红沿河核电站某机组的蒸汽发生器泄漏率16N监测计算系数和应用实例.     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

自然循环蒸汽发生器瞬态热工水力建模与分析

应用瞬态分析专用程序建立了CPR1000蒸汽发生器几何模型,对CPR1000蒸汽发生器在功率运行期间停运一台主泵时的热工水力瞬态响应、主蒸汽管道破裂和蒸汽/主给水流量同时+10%阶跃扰动工况下的瞬态响应进行了模拟与分析,获得了蒸汽发生器内部热工水力参数如流量、温度、换热系数的响应特性,分析结果表明,瞬态分析模型满足蒸汽发生器设计瞬态分析的要求。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。     

核电站蒸汽发生器水位控制主/旁路阀切换改进与优化

结合国内多个核电基地CPR1000机组,从工程实际的角度阐述了核电站蒸汽发生器水位控制主/旁路阀切换过程中常见的故障模式,其主要包括主/旁路阀允许切换的阈值欠优、主/旁路阀频繁切换以及主阀开启时间过迟。针对上述常见故障模式给出了解决方案,从切换点优化、扰动量控制和差异化控制3方面实现对蒸汽发生器水位控制系统的优化和改进。此方案在工程中得到了验证,对避免核电站蒸汽发生器水位控制在主/旁路阀切换过程中出现较大水位扰动及保护设备方面取得了良好效果,同时此方案中的具体操作和实现方法也为同类CPR1000核电机组提供参考和借鉴。     

AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

ASME SA508-3钢具有优越的可焊性、较好的抗中子辐照脆化性能和非常好的断裂韧性以及冲击韧性,因此被广泛应用于压水堆核电站核岛压力容器的制造中。AP1000三代核电机组的一些主设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的全部大锻件及一些重要部件均采用了这一钢种。通过对SA508-3钢锻件制造过程中的技术要点的分析,指出了该钢种的锻件在制造过程中的质量关注重点,提出了对该钢种锻件实施监造过程中的监督方法和监督重点。     

压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点——大型锻件

以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象，分析了其重要性、供需、成熟性，以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验，力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法，加速提升国产大型锻件的供货能力。     

压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。     

AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾.针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法.对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值.     

CPR1000型核电站给水泵事故瞬态分析

以CPR1000型核电站3×50%电动给水泵为研究对象,采用基于RELAP5和Simulink程序开发的CPR1000数字化仪控系统仿真试验台,详细计算分析了给水泵单泵故障和双重故障对反应堆运行的影响及相应的缓解措施。结果表明,给水泵单泵故障对反应堆运行的影响较小,各相关参数能够很快重回事故前的稳态工况。在给水泵双重故障情况下：初始核功率在75%FP及以下时,不会出现蒸汽发生器(SG)低-低水位;初始核功率高于75%FP、汽机初始负荷在90%FP及以下时,需将汽机负荷阶跃降至50%FP,才不会出现SG低-低水位;汽机初始负荷在90%FP以上时,建议停堆。     

核电厂土建与安装施工主力吊机选型与布置

核电厂土建与安装施工需要使用大型吊机完成各类大件设备的吊装,CPR1000、EPR、AP1000各种堆型现场布置不同,需吊装的大件设备也不尽相同。在项目施工前期,必须根据各种堆型特点选择不同吊装能力的大型吊机,规划合适的站位点和转移通道,方能保证项目土建与安装工作顺利开展。通过对CPR1000、EPR、AP1000各种堆型大件吊装需求进行分析,提出各堆型典型的土建与安装主力吊机选型与布置方案。     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。     

AP1000机组钢制安全壳模块化建造实践的设计与安装优化

"模块化建造"是AP1000核电技术提出的重要理念,可以有效缩短建设工期。在AP1000依托项目钢制安全壳的建造过程中,受设计、制造、施工进度等各方面的影响,部分施工在核岛完成,对安全、质量、进度均产生了一定程度的影响。文章根据依托项目钢制安全壳的建造实践,从设计、车间预制及现场安装三个方面总结优化建议,提高模块化建造水平,同时对节约的工期进行了量化分析。