AP1000核电机组反应堆压力容器的安装

阐述了某核电1号机组反应堆压力容器吊装定位、简体翻转和就位调整的过程。通过对吊装高度、重量及风载荷进行计算,分析“开顶法”吊装反应堆压力容器的安全性。介绍了反应堆压力容器就位后方位、水平度、标高的测量与调整方法,以及护板、支撑的安装。对同类核电站的主设备吊装具有一定参考价值。     

AP1000蒸汽发生器安装技术

APl000是二环路的1000MWe级压水堆三代核电厂,采用非能动安全设施,与传统的二代压水堆核电技术相比,蒸汽发生器本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进。根据APl000蒸汽发生器自身的特点,并在实践的基础上,对蒸汽发生器的现场安装技术,包括安装准备、现场运输、吊装、核岛安装等进行了介绍和分析,为核电站核蒸汽供应系统主设备的现场运输、吊装和安装提供技术参考。     

AP1000反应堆压力容器顶盖焊缝检测技术分析

压力容器顶盖焊缝质量关系着核反应堆回路系统的安全运行,为保证其可靠性,必须对该类焊缝进行无损检测.本文根据AP1000核反应堆压力容器顶盖特点及其检测要求,提出了一套系统的整体技术设计方案,详细分析了检测控制系统各模块结构,阐述了反应堆压力容器检测范围和检测应用技术,为相关无损检测行业提供借鉴和参考.     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

AP 1000反应堆冷却剂泵的船用化探讨

AP 1000的反应堆冷却剂泵采用屏蔽电机泵,它具有高度可靠性。本文列述AP 1000反应堆冷却剂泵的构成及其技术特点,并根据船用化条件探讨AP 1000反应堆冷却剂泵船用化的可行性。     

AP1000主管道安装关键技术

为保证AP1000反应堆冷却剂主管道的安装满足设计要求,对测量技术、主管道坡口加工及主管道焊接变形控制进行了研究。结果表明:激光测量能完全满足精度控制要求,坡口加工的进刀量不超过0. 25 mm/次,对主管道焊接变形可进行有效控制及跟踪。在上述研究的指导下,主管道安装完全满足设计要求。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究

AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化,完整性比传统设计更加可靠,但由于采用了先漏后破技术,屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备,以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异,使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点,分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性,并提出了合理化建议。     

AP1000主管道安装技术研究成果成功发布

2011年8月30日,中国核建下属的中国核工业第五建设有限公司组织召开了AP1000主管道安装技术研究成果发布会,标志着AP1000建造关键技术取得重要突破,为我国三代核电自主化依托项目APt000核电机组主管道安装奠定了坚实的基础。     

AP1000型核电站核岛主管道安装方案优化

根据AP1000核岛主管道的设计特点和安装要求,参考在建工程的主管道安装方案,进行理论分析和全尺寸模拟实践,探讨了AP1000主管道安装方案的优化措拖,即保证主管道安装质量,又可以加快核岛整体安装进度。     

RCPl00反应堆冷却剂循环主泵

反应堆冷却剂循环泵(简称主泵)是压水堆核电站一回路系统中的关键设备,它安装于核电厂的压力壳内,在反应堆与蒸汽发生器之间的冷段管路上,循环该回路中的冷却剂。     

百万千瓦级压水堆核电站核岛主设备蒸汽发生器焊接技术

介绍了百万千瓦级压水堆蒸汽发生器的结构和主要特征,简述了RCC—M规范（2000版＋2002补遗）的特点,详细介绍了蒸汽发生器的主体材料、焊接材料、制造中的主要焊接技术以及产品焊缝见证件的设置。     

300MWe级核电站主泵流固耦合传热研究

反应堆冷却剂泵的流动、传热问题涉及计算流体力学和固体传热有限元学,流、固传热系统在交界面处边界条件的确定是一个重点。利用分区求解、边界耦合的方法将流体和固体作为一个整体研究,在交界面上先假定一个初始温度,再进行迭代计算。通过对计算结果进行分析,从而得到主泵实体及流体的温度分布与流体流动状态有密切关系,叶片温度受流动状态影响较大,轮毂处相对较小,叶轮叶片表面高温区类似涡状。为研究主泵流场、温度场和应力场的三场耦合问题,提供了依据。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

基于CFX的国内某300MWe级核电站主泵内部流场数值研究

从反应堆冷却剂泵的经济性出发,以国内某300MWe级核电站主泵为对象,利用计算流体技术(CFD)对其内部流场进行了数值研究,以效率为中心,重点分析了主泵叶轮段、导叶体段的速度、压力分布.通过计算9个不同流量点,得到了叶轮段和整个泵段的性能曲线,并根据对比分析结果提出了优化设计方案.     

AP1000核电给水泵系统设计及改进

详细介绍了核电给水泵系统的作用、常用设计及特点,并针对火电和核电给水泵系统配置进行了分析。重点就AP1000核电给水泵系统的性能要求,系统组成,系统设计特点及最大点流量问题进行了详细说明。最后针对Ap1000核电给水泵系统改进措施提出了建议。     

百万千瓦级核电厂主泵轴封技术现状及发展趋势

介绍百万千瓦级核电厂主泵流体静压型轴封和流体动压型轴封的工作原理、性能及结构特点,并分析了其中的关键技术,得到了百万千瓦级主泵轴封的技术现状,并对轴封技术的发展趋势作了近期展望。     

浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题

反应堆压力容器（RPV）作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。     

两种安全级仪控系统拒动率计算方法的比较

目前IEC61508中的原理与方法已经被国际上流程工业、机械工业、医药、交通等与安全相关的控制领域广泛接受,但是在核电仪控领域,相比较故障树、可靠性框图、马尔科夫等可靠性计算方法,IEC61508的应用并不广泛。因此,本文采用IEC61508第六部分对典型的核电厂反应堆保护系统可靠性进行计算,并与可靠性框图计算方法比较,验证IEC61508中的可靠性计算结果相比可靠性框图计算数量级一致且略微保守,可以在核电仪控领域推广使用。