AP1000主管道的国产化试制和制造许可证审评

描述了AP1000主管道的制造技术要求,对国内近期AP1000主管道热段的研制情况进行了综述,介绍了目前AP1000主管道制造许可证的申请和颁发情况。     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。     

AP1000冷却剂回路主管道流场分析

AP1000反应堆冷却剂系统设计中采用经典的流动阻力计算公式,计算了反应堆冷却剂回路主管道阻力。但由于主管道的管径非常大,而且管道内有热电偶测量元件、勺形件等部件,采用公式计算阻力可能误差较大。另外,由于主管道上带有ADS第四级接管嘴、稳压器波动管接管嘴等大口径管嘴,引起的流场不稳定性对热段弯管流量计的精度有影响。因此,需要对主管道内的整体流场进行研究,从而较精确计算主管道阻力,并为主管道结构设计提供依据。文章采用三维CFD软件Fluent分析AP1000主管道内的流场,获得了比较准确的主管道阻力计算结果,并验证了热段弯管流量计布置位置的合理性。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。     

核电站一回路主管道的安装焊接

本文是通过方家山主管道安装焊接的施工设计的体会。论述了秦山核电一期扩建方家山工程100万千瓦级反应堆冷却剂管道（主管道）的安装、焊接技术要点，对主管道的安装顺序、通过焊接工艺达到对焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述，并对将要应用在主管道现场管道中的全方位热丝TIG焊技术作了介绍和展望，对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接的质量控制具有实际借鉴作用。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

能源行业核电标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》通过审查

正能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年8月6日~7日,在北京组织审查了由中国核动力研究设计院主编的核电行业标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范》。来自环保部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司等9家单位的12位专家和代表参加了此次标准审查会。与会专家听取了编制单位代表对标准编制情况和相关意见处理情况的汇报,经过对标准内容的深入讨论,认为本标准(送审稿)     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

AP1000核电厂爆破阀研制技术难点分析

爆破阀是AP1000核电厂中的重要设备,也是AP1000核电厂最早进行国产化的设备之一。详细介绍爆破阀在AP1000机组中的运用情况、设计要求及主要特点,结合国内外爆破阀研究情况,总结了爆破阀研制过程中设计和制造的技术难点。通过对各技术难点深入剖析,使得研制单位在爆破阀国产化及后续技术改进过程中目标明确,为我国后续核电项目研制出高可靠性的爆破阀产品。     

反应堆冷却剂管道国产化浅析

本文主要介绍了在当今核电迅速发展的情况下,作为反应堆冷却剂回路中重要设备之一的主管道设备急需解决其国产化,以及在主管道国产化过程中的研究现状和存在的问题提出了自己的见解。最终,阐释了在核电工程的总包过程中,设计单位应加大对国内厂家的扶持,大力推进设备国产化的力度。     

主蒸汽超级管道许可证模拟件制作的基本要求

主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.     

压水堆核电厂主管道静态铸造质量控制措施的研究

文章分析确定了影响压水堆核电厂M310堆型主管道弯头静态铸造质量的主要原因。从加强对原材料的精选、检验,改进砂型制作工艺和浇注工艺,提高人员精益管理水平,减少人因失误3个方面制定了质量控制措施,福清1、2号机组主管道静态铸造弯头的铸造缺陷均下降到只有实施前项目缺陷总数的50％以下,静态铸造的质量得到有效提高,节省了处理缺陷的成本,也赢得了产品交付进度。制定的质量控制措施对核电主管道设备的铸造工艺改进有良好的借鉴意义,也为进一步研究主管道静态铸造质量控制措施积累了宝贵的经验。     

CAP1400核电厂主管道112吨电渣锭研制

文章简述了在世界上首次生产CAP1400主管道用SA376 TP316LN 112 t电渣锭的关键技术和取得的成果,指出生产CAP1400主管道锻件必须采用电渣锭,电渣重熔的关键是有效保证超低碳、氮含量、高纯净度和高均匀性。     

堆内构件材料14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件特性研究

针对核反应堆堆内构件用14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件连续2次出现锻造裂纹的原因进行了分析,通过理论相图计算,并试验研究了加热温度、保温时间以及锻造温度对δ铁素体含量及形貌的影响,得出加热温度越高、保温时间越长、锻造温度越低越容易出现锻造裂纹。结果表明,改进加热温度、保温时间并控制终锻温度,可以避免14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件缺陷的产生。      

核电仪表罐焊接工艺研究

在防城港核电厂二期工程3、4号机组中,部分产品选用了控氮奥氏体不锈钢作为仪表罐的主体材料,仪表罐需要按RCC-M 2007版标准进行制造.本文对控氮奥氏体不锈钢焊接的相关问题进行了总结,经过一系列的焊接工艺评定和焊接性试验,解决了诸多焊接方面的难题,同时收获了应用RCC-M 2007版S篇标准的一些心得.     

压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

主管道管径对主泵性能的影响分析

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案，将核主泵与主管道组合建立三维模型，采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算，得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低，但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低，整个系统效率提高了1.3%；配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值；2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小，冷段内压力脉动幅值也较小，且均呈现出无周期和无规律特性；配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。      

主管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则的标准对比

主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。     

主给水泵自动再循环阀失效分析

对秦山核电站主给水泵上的自动再循环阀的工作原理、动作方式、受力情况及其失效机理等进行了剖析与探讨。在此基础上，提出了该阀的改进措施，介绍了在旁通管上增加电动截止阀代替自动再循环阀的工艺结构。     

示范快堆一回路主管道断裂事故最佳估算分析研究

与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点,对主热传输系统中的重要现象进行了分析,并建立了最佳估算模型,基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明,CFR600在一回路主管道断裂事故下,包壳最高温度95%/95%上限为851?6 ℃,相较于保守分析结果具有约91?8 ℃裕量,低于包壳破损验收准则。