模块式小型堆反应堆保护系统设计

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。将介绍小堆项目反应堆保护系统的结构特点,并分析其系统设计理念。     

LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究

LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析。最后,对各种探测技术进行了总结。     

模块式小型堆反应堆保护系统结构分析

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。为了优化设计,提高小堆的经济性,本文将分析小堆项目反应堆保护系统(RRP)的结构特点,论证系统简化的可行性。     

浅谈反求证工程理论在AP1000主管道(RCL)坡口加工中的应用和研究

AP1000核电反应堆主冷却剂系统管道,简称主管道(缩写RCL)属于核电站最为核心的功能性设备,其安装的精度控制和质量状况,直接影响核电站整体健康运行和核安全关键性能。本文通过采用"反求工程理论模型"研究方法对三门AP1000参考电站主管道(缩写RCL)坡口加工工艺进行研究和总结,为后续AP1000核电站主管道坡口加工提供参考和借鉴。     

EPR机组的发电机封闭母线安装浅析

EPR是法国法玛通公司与德国西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站,采纳了最新投入运行的N4和Konvoi反应堆所应用的新技术。EPR作为迄今为止设计和技术最为先进的新一代压水堆之一,将有可能成为中国第三代核电站自主化和国产化示范工程。本文通过现场安装和相关的技术资料,浅析了EPR发电机出线布置和安装的主要特点,希望与同行共同探讨、学习。     

弹棒事故的ATWT分析

随着燃料组件燃耗加深,燃料组件慢慢发生变形,当变形达到一定程度的时候将有可能导致控制棒组件不能完全插入堆芯,从而使得未停堆预期瞬态(ATWT)发生的概率大大的增加。ATWT的发生将会带来一系列严重的后果。进行了VVER-1000型核电站弹棒事故的ATWT分析,分析中考虑了保守的假设以及核电站实际运行经验的反馈。通过分析发现,当发生弹棒事故时,必须依靠停堆棒的引入反应性来满足反应堆的安全准则,仅仅依靠应急安注无法保证反应堆维持在安全状态下。     

AP1000和M310安全壳冷却系统的对比与分析

随着核电发展对安全的要求越来越高,世界各国在新建核电项目上均以Ⅲ代核电技术为主,逐步取代原有的Ⅱ代和Ⅱ代+技术。AP1000作为Ⅲ代核电技术的代表,以非能动的特性显著提高了机组的安全性。通过对AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)和M310的安全壳喷淋系统(EAS)进行比较分析,得出在安全壳冷却方面非能动系统较能动系统的优势。     

AP1000核电站焊接质量管理标准化研究

浙江三门核电是全球首座AP1000核电站,一期工程正在建设两台容量125万千瓦机组,是我国第三代核电引进消化吸收再创新的依托项目。三门现场项目管理机构(SPMO)始终坚持制度创新、管理创新的理念,着力打造我国未来核电建设的样板工程。在1#机组的安装实践过程中,出现了一些质量案例,部分还涉及到重要的核级物项,其中有设计的原因,也有施工技术质量管理的原因。依托项目的焊接质量管理经验存在不足,迫切需要开展标准化管理研究。本文通过焊接质量标准化管理研究专项小组的工程实践,从焊接质量管理要素标准化管理、焊接技术准备标准化管理、核岛安装物项焊接质量管理实践范例等方面进行探索,形成了焊接质量管理标准化技术成果,并成功运用于三门核电依托项目2#机组及海阳核电依托项目,实现了公司建立AP1000核电项目焊接质量管理样板工程的目标。     

浅析三门核电厂设备冷却水系统运行失效和处理措施

三门核电是全球首座三代核电技术AP1000核电厂,与传统成熟的压水堆核电厂技术最大不同是安全系统使用了"非能动"技术。设备冷却水系统(CCS)虽然不是安全相关,但作为纵深防御系统能够在事故情况下协助"非能动系统"更快更好地缓解和终止事故。在正常运行和停堆换料期间,CCS运行也是保证电厂发电或余热导出的关键环节。所以核电厂操纵员必须熟练掌握CCS系统运行,包括失效现象及处理措施,保证电厂安全运行。     

核电站PING监测系统

根据国家战略需要,近年来核电产业在我国迅猛发展,同时核电的安全性也随着提升到重要的高度。PING监测仪用于监测核电站反应堆厂房一回路泄漏的辐射剂量并向主控室提供报警信息,供操作人员按照相关章程采取相应措施,是核电站不可缺少的重要设备。     

关于AP1000反应堆压力容器筒体的安装工艺研究

本文通过研究传统PWR反应堆压力容器的安装工艺,结合AP1000的反应堆压力容器的特殊结构,重点分析AP1000反应堆压力容器支撑的吊装定位以及反应堆压力容器筒体翻转和就位调整的过程,对同类核电站的主设备安装具有一定参考价值。     

浅谈AP1000核电站1E级电缆采购管理经验

作为目前世界上在建核电机组规模最大的国家,中国在建核电站的规模占全球的近四成。随着核电站的大规模铺开建设,核电站1E级电缆的需求也随之大大增加。且由于核电技术的不断发展,核电站1E级电缆的规格种类、技术特性等均较之前有了较大的发展和更新,同时也给电缆的采购管理带来了新的课题和挑战。本文阐述了浙江三门AP1000核电站1E级电缆的采购经验,探讨了核电1E级电缆采购的特殊性和管理的多样性,为后续核电项目采购管理提供借鉴。     

模块式小型堆ACP100二回路给水泵配置分析

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。     

放射性钠火辐射监测方案探讨

钠冷快中子反应堆是第Ⅳ代先进核能系统的代表堆型,钠火安全是其重要安全设计之一。作为冷却剂的液态金属钠经堆芯活化后会产生强γ放射性,而且化学性质极为活泼,冷却剂的泄漏可能会造成强放射性钠火事故,因此,针对一回路冷却剂泄漏产生的放射性钠火事故监测对反应堆的安全设计具有重要意义。文章基于钠冷快堆正常运行工况下的一回路冷却剂活化水平,通过对放射性钠火产物放射性钠气溶胶的特性分析,开展对放射性钠火事故的辐射监测技术研究,从而实现对钠冷快堆放射性钠火事故的多样化监测,为反应堆的安全运行提供技术支持。     

核电站压缩空气系统研究与分析

压缩空气系统是核电厂重要的全厂性公用系统,本文以ACP1000堆型核电站压缩空气系统设计方案为基础,从系统功能、流程及设备类型等方面出发,通过对不同工况下压缩空气流量需求,分析并研究了压缩空气系统设计和设备选型、布置方案的安全性、合理性和先进性。并通过与其他堆型核电站的对比分析,提出了系统优化观点,从而为以后的核电机组压缩空气系统设计提供经验以作参考。     

AP1000与二代半压水堆RCS系统主设备结构对比与分析

本文简要介绍了AP1000 RCS系统组成、主要技术参数与典型两代半压水堆参数的差别;并详细对比了反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、蒸汽发生器、稳压器、主泵等主要的压力容器结构上与典型两代半压水堆的差别与改进;以求为设备采购和设计管理工作提供较为详细的支持材料。     

三代核电堆坑筒体保温层缝隙泄漏仿真分析研究

以三代核电堆坑筒体带缝隙保温层三维结构为研究对象,采用缝隙结构面积等效法简化几何模型。对ACP1000堆坑筒体保温层缝隙泄漏进行仿真分析,得到不同入口质量下各层支腿缝隙泄漏温度和泄漏量。仿真结果表明：支腿缝隙的存在将导致26.61%至30.42%不等的总泄漏量,顶部缝隙存在462.57K至471.57K的高温射流冲击反应堆堆坑,需采取有效措施增加缝隙流阻来降低“烟囱效应”导致的缝隙泄漏。     

反应堆下部支承组件吊具设计与计算

下部支承组件是反应堆堆内重要构件,在反应堆初装或者复装时,需要采用专用工具将其从存放处吊入反应堆内进行安装。本文针对反应堆内的特殊环境和下部支承组件的具体工况设计了一套专用吊具,并对该吊具的重要承力部件进行了力学分析与校核,该吊具已成功研制并在核电站中投入使用,结果表明其设计合理、性能可靠、使用方便。     

压水堆核电站堆芯水位测量原理

压水堆核电站配置有一套完善的堆芯水位测量装置,用于全范围的监测堆芯水位,以便在正常工况、失水事故工况下实时监测堆芯淹没情况,特别是在失水事故情况下,对堆芯水位的准确测量和显示是反应堆操纵员控制机组在安全状态的重要保障。本文以大亚湾M310型压水堆核电站的堆芯水位测量为例,介绍其测量原理及具体应用。     

非能动技术在自主化三代核电技术的应用

首先对核反应堆设计中非能动安全技术的概念和分类进行了介绍,在此基础上归纳整理非能动技术在自主化三代核电技术ACP1000设计上的应用情况,介绍了ACP1000重要的非能动安全系统,对能动安全技术和非能动安全技术的应用提出了见解,并进一步讨论能动与非能动相结合的设计方案对核电厂安全性的贡献。