AP1000核电厂主蒸汽管道水压试验压力值的确定

本文通过阐述AP1000核电厂主蒸汽管道常规岛部分与核岛部分不同的设计特点,分析在不同设计标准下进行联合压力试验时试验数值的确定思路。     

浅析某核电站常规岛热力系统的特点

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。     

AP1000核电厂厂用电切换方式探讨

从现实的角度来看,AP1000核电厂厂用电切换方式的选用对于核电厂日常管理工作的有序运作有着重要的意义.该文以AP1000核电厂为例,从其设计理念着手进行论述,探究AP1000核电厂厂用电切换方式的利与弊,并结合现实状况对该核电厂厂用电设计以及设备选型进行剖析,以期相关论述内容能为实践提供有益的借鉴.     

AP1000核电厂常规岛及BOP调试外委的策划与实施

从AP1000核电厂常规岛及BOP调试外委技术规格书与合同编制、调试文件编制、调试实施三个阶段分别入手,阐述了CI&BOP调试外委策划与实施的关注要点和管理事项。     

CPR1000核电站常规岛电动给水泵的安装

电动给水泵作为CPR1000核电站常规岛最为重要的辅助设备之一，它的安装质量直接影响着设备本身的运行，同时也影响着高压给水加热器向核岛蒸发器所提供的给水，本文着重介绍岭澳核电二期电动给水泵的安装技术，该技术在实际工程中是切实可行的，可作为其它CPR核电站电动给水泵安装的参考。     

基于FLOWNEX的AP1000常规岛热力系统全范围建模及瞬态工况模拟

常规岛热力系统全范围快速建模对于常规岛的安全设计有重要意义.以主给水管道破裂事故为例,按照纵深防御的要求,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失.因此,建立完整的常规岛二回路汽水系统工质流动模型,并进一步确定泄漏量最大的主给水管道破裂工况,能为AP1000及后续电厂的常规岛主厂房第一跨防水淹设计提供数据支撑和指导策略.基于FLOWNEX计算软件,通过建立汽轮机、汽水分离再热器、凝汽器、除氧器、高低压加热器、主泵、凝结水泵等部件的关键模型,完成AP1000二回路汽水系统建模,实现了对凝汽器水位、除氧器水位、抽汽量等关键参数的模拟,并实现了对泵跳闸等关键控制逻辑的建模,通过简单修改边界条件即可实现不同功率台阶的切换以及功率的瞬态变化.模型稳态计算工况与热力系统平衡图符合较好,降功率瞬态计算快速准确,为下一步事故工况的建模计算提供了模型基础.     

反应谱法在核电厂管道地震分析中的应用

核电厂常规岛管道地震分析一般采用等效静力法、反应谱法和时程分析法,反应谱法是其中最常用的一种方法。以某核电厂的4号低压加热器抽汽管道为例,采用CAESARII管道应力分析软件,介绍反应谱法的具体应用。     

浅述AP1000核电厂设备冷却水系统

本文介绍了AP1000核电厂设备冷却水系统的主要系统流程和系统功能,简述了系统的主要布置要求,梳理了这个系统的布置难点,并提供了一定的解决办法,可为设计人员熟悉这个系统和进行布置设计提供一定的参考。     

核电项目前期费用的投资控制研究

合理控制核电项目前期费用,对于树立良好的核电设计形象、顺利开展后续工作有着重要的意义。本文以核电厂A、核电厂B、核电厂C三个AP1000核电厂址为例深入分析了核电项目前期费用的差异性,在分析差异性原因的基础上提出了合理控制核电项目前期费用的方法。     

3MX常规岛主管道焊接工艺

针对某核电厂常规岛的主蒸汽管道和高压给水安装,提出了适用的焊接工艺。     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

核电厂用冷却剂泵的抗震分析与评定

核电厂用冷却剂泵是抗震Ⅰ类物项,为保证核电机组的运行安全,必须对其进行抗震分析．本研究以核电厂用冷却剂泵为研究对象,根据实际工况建立有限元分析模型,得到冷却剂泵的固有频率及振型,同时计算出冷却剂泵在自重、内压与地震等多种载荷作用下的应力及变形,并按照《RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则》对计算结果进行评定．结果表明,该冷却剂泵的设计满足规范要求,应力及变形均小于允许极限值．     

场地硬夹层对核电厂结构地震响应的影响分析

针对含有硬夹层的土层场地,考虑地基与结构之间动力相互作用的情况下,采用频域分析方法分析场地土层中的硬夹层对某核电厂结构地震响应的影响,计算了不同硬夹层场地情况下核电厂结构的地震动峰值加速度和加速度反应谱响应值,探讨了硬夹层场地上核电厂结构的地震响应特征.计算结果表明:核岛结构地震响应的峰值加速度和加速度反应谱受场地中硬夹层厚度影响而改变,其影响不可忽视.场地中存在硬夹层总体上会减小核岛结构的水平向响应而增大竖直向响应,对较高频段谱和峰值加速度值的影响更为显著,但硬夹层厚度很大时,其影响趋势出现相反的结果,会增大结构的水平向响应而减小其竖直向响应;场地中硬夹层对核岛结构响应的影响特征较为复杂,尤其会改变核电结构响应的频谱特性,其影响程度与覆盖土层厚度、硬夹层厚度以及输入地震动特性、核电厂结构特性等均有密切关系.核电厂选址在有硬夹层的场地时,应特别关注其对核电厂结构地震响应的不利影响,为实际核电工程选址及结构抗震能力评估提供合理的地震动输入.     

海南昌江核电厂1、2号机组核岛支吊架型钢国产化设计

本文从型钢的力学性能、外形尺寸入手,对海南昌江核电厂1、2号机组核岛支吊架型钢国产化设计进行分析,明确了型钢国产化的替代原则,分析了型钢国产化后在支吊架设计中存在的各种问题,并针对不同的问题提出了解决方案。     

《核电厂火灾危害性分析报告》编制的介绍

结合《核电厂火灾危害性分析报告》的编制目的、依据、方法、步骤等要求,介绍了《核电厂火灾危害性分析报告》的编制,从中阐述了作者在核岛防火技术上的一些见解、体会。     

电厂汽水管道的地震分析方法

通过对相关规范和理论的分析,介绍了火电厂和核电厂常规岛的汽水管道常用的地震分析方法,包括静态法、等效静态法和反应谱法。并简单说明各种分析方法在CAESAR II管道应力分析软件中的应用,可为管道的地震详细设计提供参考。     

AP1000核电厂放射性废液处理工艺研究

随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的放射性废液处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。     

田湾核电站控制区通风空调系统

通风空调系统在核电站是一个较为庞大的辅助系统,这主要是由核电站的性质所决定的。核电站因其特殊性决定了核电厂控制区域,特别是核岛厂房必须要有良好的密封性能,这些大量的密封厂房内还必须要有适合工作人员的工作和维持各种设备正常运行的环境,因此造成了核电厂通风系统种类较多,系统庞大的特点。本文对田湾核电站控制区主通风系统、事故应急通风系统、各厂房的自有通风系统进行了分析阐述。     

核电厂应急柴油发电机组1E级励磁系统设计探究

核电厂应急柴油发电机组可在核电厂失去厂外电源的情况下,提供充足、可靠的电力。在设计基准事件出现以后,应急柴油发电机组也可以在保证核反应堆安全停堆的基础上,减轻事故后果。现阶段核电站应急交流电源系统为1E级系统。该文对核电厂应急柴油发电机组励磁系统的设计总体要求与具体设计措施进行了探究。     

AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究

 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。