AP1000机组二回路冲洗的分析

在对蒸汽发生器进水冲洗及水压试验时,进入蒸汽发生器的水质必须满足相应的要求,这就要求对凝结水系统、主给水系统进行有效的冲洗。文章介绍了AP1000核电机组在二回路冲洗过程中的准备工作、冲洗路径、冲洗过程中采用的冲洗方法;同时对二回路联合冲洗时的验收标准和冲洗后的保养进行说明;重点对二回路冲洗过程出现的问题进行了经验反馈,为后续机组的系统冲洗和调试工作具有一定的借鉴意义。     

AP1000除氧技术分析

氧腐蚀是影响核电厂安全运行和使用寿命的重要因素之一,导致氧腐蚀的最重要因素是水中的溶解氧含量。AP1000采用的一回路高压加氢除氧技术是国内外压水堆首次使用,对补给及储存水采用的催化除氧技术(低压加氢)为国内电厂首次采用。对本文从溶氧腐蚀的机理分析开始,对AP1000采用的除氧技术原理、工艺、优点及缺点等进行了分析,提出调试过程中需要注意的事项。     

首台AP1000-回路水压试验方案及风险分析

描述了首台AP1000核电机组一回路冷态水压试验的方案,结合上游设计文件、标准规范及设计技术要求,明确了试验边界的选取原则,提出了水质要求、压力和温度要求及临时水压试验泵的设计要求,同时对升温升压及降温降压速率提出合理依据,分析水压试验过程中可能出现的问题和风险。本试验方案对后续试验程序的升版及试验的执行具有指导作用,可供国內AP1000机组水压试验参考。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24 h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213 h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。      

AP1000核电机组辐射分区设计调整

就三门核电厂AP1000核电机组正常运行工况下辐射分区设计原则和设计方案进行分析,提出辐射分区的调整方案,并对分区调整所带来的影响进行说明。     

评AP1000堆芯设计

根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。     

AP1000电站描述

1999年12月，美国核管理委员会（USNRC）批准了AP600的设计资格证书。这是西方或者是亚洲已经取证的采用非能动安全技术的唯一的核反应堆设计。APl000在2004年9月获得了最终设计审批，预计在2005年12月当收到设计资格证书时将颁发全部许可证。     

西屋AP1000核电机组

【英国《国际核工程》2003年3月刊报道】 扩大核电是以对环境负责的方式取得经济进展的主要途径之一,而这正一步步成为现实。核电在减少温室气体排放和碳排放方面的优势是其他发电方式不可比拟的。 而目前一代核电厂设计的高昂资本成本已成为世界某些地区新建核电厂的障碍。新一代的先进AP1000TM核电机组解决了这一问题。它简单而成熟的设计和模块化建造使这种可利用率高达90%以上的核电机组能够轻易获得1100 MW的输出功率。 成熟的设计 AP1000机组的系统和部件拥有大量运行经验。(见表1) 具有竞争力的发电成本 根据如下广泛接受的发电…     

AP1000的发电成本较低

【美国《核新闻》2000年9月刊报道】 美国西屋公司认为,根据目前的估算,AP600 4.1美分/kWh的发电成本在美国市场是没有竞争力的。因此,它开始着手开发新一代的AP1000。AP1000把规模经济应用于非能动安全核电厂,以将成本降低至3美分/kWh。 以美国核管会(NRC)批准的AP600设计为起点,进行了少量修改,实现了显著提高功率的目的。电厂的主、辅系统未做任何改动。新的设计仍然延用成熟的部件,保持了AP600的固有安全性和简洁性。 AP1000反应堆压力容器的直径与AP600的一样。燃料组件的数目由145个增加到157个。堆芯功率密度由AP600的极低…     

浅析AP1000放射性气体废物系统的先进性

第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高.但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念.通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性.     

AP1000机组停堆运行

西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。     

探讨改进AP1000标准设计

引进美国西屋公司的AP1000先进非能动压水堆项目已经在浙江三门和山东海阳逐步展开。我国将以两个本土化依托项目为基础,通过消化、吸收、再创新,创造出中国自主品牌的大型先进压水堆核电站。简要介绍了AP1000机组标准设计的特点,并分析了其有待完善优化的原因。通过分析AP1000的标准设计,将其与其他压水堆型比较,指出其在堆芯设计、冷却剂流量匹配、反应堆冷却剂泵(主泵)等方面存在的可以优化的设计,对改善安全性和经济性提出了参考建议。最后对我国大型先进压水堆研发专项提出几点建议。     

LP1000模块化施工分析

文章针对AP1000机组模块化施工的技术和进度特点进行了分析,特别是对AP1000模块化施工面临的挑战和问题进行了深入的分析。这些挑战和问题有些是首台AP1000机组所特有的,有些将在后续AP1000机组建设过程中继续存在,文章分别阐述并提出了几项建议措施。     

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项.     

AP1000 PSA模型研究及模型格式转换程序开发

第三代核电技术(AP1000)引进中的概率安全评价(PSA)模型是用CAFTA程序建立的,而我院使用的是RiskSpectrum程序。在分析两个程序数据文件的基础上,开发CAFTA2RS转换程序,从CAFTA建立的PSA模型中提取相关信息,修正不符合RS程序的数据格式,将AANB和EQU等门类型转换为RS程序允许的门类型,并将长达数千页的大型故障树拆分成符合RS格式的4000多棵小故障树,实现CAFTA程序建立的PSA模型到RiskSpectrum程序的PSA模型间的自动转换。     

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明：自动卸压系统（ADS1～4）的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。     

AP1000质量保证原则要求分析

通过对中美核质保法规的比较分析,参考AP1000依托化项目质量保证要求,结合AP1000非能动技术特点和西屋公司质量管理要求,提出了后续AP1000国产化项目质量保证的基本原则要求。