AP1000核电厂事故下安全壳氢气浓度控制

在核电厂发生事故情况下,锆包壳与水或水蒸气发生化学反应产生大量氢气,可能在安全壳内引起氢气爆燃或爆炸,形成较大的压力载荷,对安全壳的完整性构成极大威胁。AP1000具有专设的安全壳氢气控制系统可限制安全壳内大气中的氢气浓度。     

AP1000核电站钢制安全壳防锈蚀措施浅析

本文对AP1000核电站钢制安全壳寿期中的加工制造、存储、吊装及拼装等施工过程中可能导致锈蚀的原因进行了分析,并针对不同施工过程提出了一定的应对措施,如采用特定的防护材料及适当的防护等,从而达到控制工期及造价的目的。     

浅析秦山第二核电厂事故情况下安全壳消氢

在轻水堆核电厂严重事故进程中,锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气,并通过反应堆冷却剂系统压力边界或压力容器破口释放到安全壳中。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时,则可能发生燃烧,甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高,从而对安全壳的完整性构成威胁,放射性裂变产物因此可能释放到环境中,造成严重后果。为了减小事故状态下氢气的威胁,目前国际上通常采用氢气复合器或氢气点火器等装置来降低氢气浓度。本文通过分析秦山二厂在事故状态下的氢气浓度变化,指出其在该领域的现状以及存在问题,并提出一些可行性建议,对核电厂的技术改造具有一定的借鉴意义。     

AP1000核电厂氢气控制措施

福岛核事故之后,各国核电监管部门对于核电厂严重事故的预防和缓解措施都提出了更为严格的要求,确保在发生概率极低的严重事故的情况下,也能限制放射性物质向环境的释放。本文以AP1000针对严重事故的氢气控制措施为研究方向,介绍了严重事故情况下氢气的产生位置、反应机理、对安全壳的威胁、氢气点火器和非能动氢气复合器的布置。通过对上述设计和管理措施的介绍,结合其他研究成果,说明了AP1000核电厂对于严重事故情况下的氢气控制是有效的,能够满足国家核安全局的要求,可以确保安全壳的完整性。     

AP1000核电厂设计经验反馈体系建设

核电站的项目建设期包括设计、采购、土建、安装、调试和试运行等阶段,其中设计阶段的质量是其他阶段质量的基础,而通过引入外部经验反馈可有效提升设计质量。本文以某AP1000核电厂的工程实践为例,从经验反馈收集、筛选、分析、审批、落实、验证关闭六个方面对设计领域经验反馈体系的建设和运转过程进行具体介绍。     

方家山核电厂严重事故下安全壳内氢气的产生及缓解

本文分析方家山核电厂在严重事故下,安全壳内氢气的产生来源、浓度分布,以及安全壳内氢气缓解系统的布置与工作效果,能否满足核电厂安全壳完整性要求,并符合国际和国内相关法规要求,论证方家山核电厂安全壳内氢气缓解系统的有效性。     

AP1000反应堆补水控制系统控制逻辑分析

本文对A P1000中反应堆补水控制系统(RMCS)的几种运行模式进行了描述,分析了正常和事故瞬态下的差异。在此基础上,对正常运行模式下RMCS控制器进行了描述;最后分析了RMCS控制逻辑和重要设备的控制逻辑信号,帮助运行人员关注人因失误的风险点。     

核电厂严重事故下安全壳内消氢技术研究

福岛事故中氢气爆炸对全球核电厂安全提出了严峻挑战。因此,明确事故工况下的氢气来源,并及时采取合适的措施降低安全壳内氢气浓度对于核电厂安全至关重要。本文介绍了压水堆核电厂严重事故工况下氢气产生的机理,对目前采用的几种消氢装置如移动式氢复合器、点火器及非能动式氢复合器做了具体分析对比,阐明各自的运行特点,特别强调了非能动式氢气复合器的优点及运行注意事项,对核电厂的技术改造具有借鉴意义。     

AP1000汽轮机旁路排放系统设计概述

在汽轮机甩负荷、反应堆跳闸、机组启动/热停堆等特殊工况下,汽轮机旁路排放系统发挥着重要的作用.文章对AP1000核电的汽轮机旁路排放系统从旁排系统的组成、功能、控制原理及工作模式等方面进行了详细阐述,可为汽轮机旁排系统的设计提供参考.     

AP1000设备冷却水系统的仿真实现

AP1000核电站采用AP1000全范围模拟机,所有电站模型按照系统类型与建模工具的不同可以划分为堆芯系统、一回路热工水力系统、气液两相流体系统、气体或者液体单相流体系统、仪控系统以及电气系统。本文主要介绍AP1000电站流体系统的建模原理和仿真过程,以AP1000设备冷却水系统为例,使用GSE公司的图形化建模工具JTOPMERET对建模和仿真过程进行说明。     

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。     

CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析

作为非能动设计的代表堆型——AP1000,其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别。本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手,进行一个简要的介绍,在介绍的同时对比二者之间存在的差异,并对相应的差异进行比较分析,供核电专业技术人员参考。     

AP1000 IHP三角架制造的安全管理

生产制造过程的安全管理是制造企业生产管理的重要内容,研究出一种有效的安全管理方法,对于防止安全问题的发生,提高企业安全管理工作,促进企业健康发展具有重要的意义。本文以IHP三角架制造中的安全管理工作为基础,通过详细的分析和探讨,提出了一种望闻问切馈的五字安全管理方法。它对后续制造企业的安全管理工作具有一定的借鉴和参考。     

关键路径法在AP1000泵房通水进度管理中的运用

泵房通水标志着核电站热阱可用,是AP1000核电机组建设过程中的重要里程碑节点。由于三门核电一号机组无AP1000参考电站经验,建设过程中遇到很多困难和挑战,导致泵房通水进度出现严重滞后。通过关键路径法在一号机组泵房通水进度管理中的运用,总结一号机组建设经验,优化泵房通水各条路径施工进度,分析并提出了AP1000核电机组56个月标准建设工期下泵房通水时间和相关子项进度安排的解决方案,对后续AP1000机组的建设具有参考价值。     

AP1000机组放射性气载流出物相关处理系统及环境影响分析

在核电厂正常运行期间,会产生一定的放射性气载流出物,因此有必要对放射性气载流出物进行处理,确保最终释放到环境中的总量及浓度满足国家标准和废物最小化的要求,以保护公众和环境。本文简要对核电厂放射性气载流出物的来源及处理方法进行介绍,重点就AP1000核电机组放射性气载流出物处理的相关系统进行介绍,并就放射性气载流出物对环境的影响进行分析。