共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
本文根据国产首台AP1000 MSR管子管板胀接的制造工艺过程,从胀接设备及工具选型、工艺试验、工艺参数选定、产品胀接应用等方面进行了详细描述,为类似核电站产品的制造提供了经验借鉴。 相似文献
2.
AP1000与CPR1000两种核电技术方案寿命不同,当期普遍采用相同的计算期30年计算财务净现值、内部收益率等指标评价其经济性,存在一定的不合理性。本文采用年费用法评价两种寿命不等核电技术方案的经济性。利用年费用法进行寿命不等方案经济性评价的前提是各个方案现金流入相似且可以重复。对于某一厂址来说,核电站不可连续建设,但基于宏观层面考虑,相同技术方案的核电站会在未来几十甚至几百年不断重复建设,且同是百万千瓦级核电站,现金流入相似,满足年费用法的条件。计算结果表明,AP1000技术方案的年费用成本低于CPR1000技术方案。 相似文献
3.
核电厂汽机旁路系统的设置是为一回路系统提供一个"人为负荷",以适应机组的启停及事故处理的需要。核电厂旁路系统十分重要,其设计涉及核岛的安全,必须满足核岛的设计要求。本文通过对以岭澳二期核电厂、山东海阳核电厂、台山核电厂等为代表的CPR1000、AP1000、EPR核电机组常规岛旁路系统的设计进行研究,总结常规岛旁路系统的设计特点,为自主设计核电站旁路系统提供一定的参考。 相似文献
4.
5.
王丽新 《中国新技术新产品精选》2012,(13):30-30
我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组主体工程全面开工,标志着我国开始引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术AP1000,那么什么是AP1000 AP1000是一种先进的"非能动型压水堆核电技术"。 相似文献
6.
本文介绍了某CPR1000核电站常规岛热力系统,简要说明了核电常规岛热力系统的特点,如大容量、参数低、流量大、寿命长、湿蒸汽、大旁路、汽水分离再热器、蒸汽转换器等。同时从系统的拟定到设备的选型与国内常规火电热力系统进行了比较,对了解核电站常规岛热力系统有一定帮助。 相似文献
7.
介绍了近年来我国核电站建设的概况以及核电用无缝钢管国产化取得的成果,针对我国今后将采用以AP1000为代表的第三代核电技术来建设核电站的战略,指出了第三代核电站建设用无缝钢管的技术要求,提出了在核电用无缝钢管国产化进程中应关注质量控制、品种开发、规范生产等问题. 相似文献
8.
随着仿真技术的不断进步和发展,其在核电站技术和管理人员培训中应用广泛。按照要求,世界各国核电站均建造了不同等级、不同应用领域的仿真技术产品,目的是提升培训效果和质量,确保机组安全运行。本文就国外核电站仿真技术的发展进行概况,并对目前国内核电站中仿真技术的应用进行了简述,为从事核电站培训工作及管理的人员提供参考。 相似文献
9.
10.
本文根据国内外大型变压器厂家生产能力、供货业绩以及在百万级机组电厂的应用情况,对电厂主变压器的几种形式的性能、价格、占地面积、运输、检修维护等做了分析,同时结合内陆某AP1000核电站(A核电站)的具体情况,详细分析了主变压器可以选择的方案,并最终选择合适的主变压器型式。 相似文献
11.
该文通过介绍核电站主管道窄间隙自动焊工艺的开发和主设备及主管道安装焊接逻辑优化,并成功在CPR1000项目上实施成果,系统的分析CPR1000核岛主管道自动焊实施对核电站主管道焊接质量的进一步提高,焊接工期的进一步优化,以及核电站建造成本的进一步降低起到积极的贡献:采用自动焊工艺,单道焊缝焊接工期将相对手工焊缩短15~20 d,核岛安装关健路径工期将由此缩短30~45 d,由此带来商运提前直接经济效益近2亿元.中国改进型百万千瓦级核电站主管道自动焊的成熟应用,也将为我国后续自主完成三代AP1000及EPR堆型自动焊技术提供强有力技术准备. 相似文献
12.
机械模块是AP1000机组核电站系统功能段重要的承载体,其结构复杂,包含物项众多,集成化程度较高。本文介绍了机械模块在现场施工过程中遇到的关于风管和管道保温的问题,为后续核电堆型的模块化设计、制造提供经验。 相似文献
13.
针对某电厂2号锅炉再热蒸汽欠温问题和过热器汽温偏差大问题,分析了产生原因,提出了壁式再热器改造方案,改造后机组运行数据表明,再热器改造有效提高了再热器出口蒸汽温度,降低了过热汽温偏差,为同类机组提供了有益借鉴。 相似文献
14.
《应用科技》2019,(5)
为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。 相似文献
15.
16.
对核电站典型CPR1000堆型反应堆厂房应用隔震技术进行了系统的研究.针对反应堆底部的圆形筏基,进行了隔震支座的布置与选型.基于时程分析法,研究了核电站基础隔震效果,并建立了结构内部设备层的楼层反应谱.此外,文章研究了地震波加速度峰值、设备层所处标高及设备阻尼比对楼层反应谱的影响.研究结果表明,应用隔震技术后大大提高了核电站反应堆厂房的抗震安全储备. 相似文献
17.
运动的导体切割磁力线,便在其中产生电流,这是法拉第电磁感应定律告诉我们的。核电站,就是利用核反应堆产生的蒸汽驱动汽轮机转动而发电的动力设施。1954年,原苏联在奥布宁斯克建成了世界上第一座核电站。从此,人类应用的电力中注入了一支新的生力军——核电。40多年过去了,到1998年底,全世界有434座核发电机组在运行,全年发电量约达2.3万亿千瓦时,约占全世界总发电量的17%。核电站由于其生产对象和生产手段的特殊性,它的安全问题较其他类型的发电站更为突出。实际上,核电站的安全运行,除了反应堆设计时引入固有安全特性外,操作人员起着十分关键的作用。因此,各国核电站都投入了大量资金,加强对核电站操纵员的培训,以保证核电站安全运行。一个核电站包括反应堆、蒸汽发生器、换 相似文献
18.
提出了一种改进的Johnson-Cook模型,用于室温和低应变速率下AP1000核电站主管道316LN奥氏体不锈钢的塑性变形过程研究。借助有限元软件ANSYS/LS-DYNA,对AP1000核电一回路主管道热段管冷弯成形过程进行模拟仿真,分析管道壁厚、相对弯曲半径、摩擦系数等工艺参数对壁厚减薄率的影响规律,拟合出壁厚减薄率的经验公式。全尺寸主管道冷弯试验结果表明,数值模拟结果准确可靠。 相似文献
19.
氢气控制系统是在严重事故工况下保证安全壳完整性的重要措施之一。该文以AP1000安全壳氢气控制系统为研究方向,介绍AP1000氢气控制系统,说明AP1000在严重事故下氢气控制有效可靠,满足第三代核电技术安全标准。 相似文献