LP1000模块化施工分析

文章针对AP1000机组模块化施工的技术和进度特点进行了分析,特别是对AP1000模块化施工面临的挑战和问题进行了深入的分析。这些挑战和问题有些是首台AP1000机组所特有的,有些将在后续AP1000机组建设过程中继续存在,文章分别阐述并提出了几项建议措施。     

AP1000的FCD混凝土浇筑时间管理研究及应用

海阳核电采用先进的第三代AP1000核电技术,其非能动系统设计理念,模块化及"开顶法"施工理念使建设周期大大缩短,同时对施工管理、质量及进度控制提出了更高的要求。将统计过程控制理论与方法应用于海阳AP1000核电1号机组FCD(First Concrete Day)混凝土浇筑时间管理过程中,通过模型建立、数据分析、模型优化并结合工程实际进行验证,提出了FCD时间管理的数学模型。本文研究的理论和方法不仅适用海阳AP1000核电1号机组FCD混凝土浇筑,而且对后续同类大体积混凝土连续浇筑具有借鉴和指导意义。     

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组（如AP1000、国和一号等）相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。     

AP1000型核电机组运行期间的预期氚排放

AP1000型核电机组电站放射性废物处理的特点决定了其预期氚排放总量可能高于同功率水平的传统压水堆核电站。在AP1000机组正常运行期间,除了需要加强氚排放的环境监测,更重要的是从源头优化管理和控制氚排放,最大限度地减少氚排放对环境的影响,保障环境安全和公众健康。本文简要介绍了压水堆中氚的产生,详细分析了AP1000机组液态和气载氚的产生和排放机制,给出了采用保守和优化方法计算的AP1000机组的预期氚排放量,讨论了AP1000机组氚排放量最小化的优化控制措施。无论单机组还是6机组厂址,AP1000堆型核电站氚预期排放量都满足我国相关标准限值的要求。     

核电工程建设中焊接及热处理温度对混凝土的影响

文章通过系统梳理和总结AP1000三门和海阳4个核电机组施工中,由于施工逻辑要求、设计制约和设计修改等因素,导致某些部件安装时需要考虑焊接和热处理热量对混凝土影响的案例和控制方法,为后续机组和项目提供了理论和实践经验。文章案例基本覆盖了AP1000施工中遇到的此类问题,并通过施工质量和过程数据得到了验证。     

AP1000反应堆控制系统特点分析

通过对核电机组常见的控制模式以及AP1000采用的控制模式的介绍,总结出各种模式的优缺点,并分析AP1000所采取的控制模式的先进性,对三门核电厂首台机组及后续机组的运行控制模式提出建议;还结合AP1000反应堆功率控制系统的特点,对在正常运行期间可能遇到的问题加以分析,并提出相应的对策.     

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。     

某内陆核电厂正常工况下放射性液态流出物排放的适应性分析

介绍了国家重新修订并即将颁布的GB 6249和GB 14587新标准对核电厂液态流出物排放的新要求,通过一个内陆滨河电厂初可研阶段AP1000机组放射性液态流出物排放的环境影响评价实例,分析了内陆核电厂选址过程中放射性液态流出物排放对相关法规的适应性,并提出在AP1000机组设计过程中需要关注的问题。     

AP1000首堆核岛设计进度计划管理

基于美国先进非能动压水堆(AP1000)首堆进度管理特点,阐述在复杂合同关系下,围绕AP1000首次设计、主要设备首次制造,以及模块化施工等首堆设计特点中遇到的主要问题。结合三门核电工程建设实际情况,探讨和分析AP1000首堆核岛设计对计划管理带来的主要挑战和困难,采取了一系列有效的应对措施,最大程度降低首堆设计对进度的影响,并结合三门核电建设经验和教训,提出了后续AP1000核电进度管理的建议。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

AP1000蒸汽排放组件卡涩问题及解决

主要描述了AP1000堆芯熔融物冷却的重要组成——蒸汽排放组件的功能,在功能验证过程中发现的卡涩问题及解决过程。同时,结合AP1000机组的现场监督情况,进行了总结和探讨。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

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。     

三门核电标准辐射监测方案

综合美国电力研究协会和法国电力集团标准辐射测量方法, 结合AP1000核电机组的设计特点, 提出一个适合三门核电的标准辐射监测方案, 以此来监测三门核电AP1000机组辐射场的形成及变化, 并为机组辐射源项控制、材料选择、运行控制等提供基础数据。     

AP1000核电厂设计中的辐射防护最优化

介绍了AP1000机组在设计阶段所采取的辐射防护最优化措施,包括辐射分区、设备部件、设施布置、工艺控制等方面的内容,较为全面地总结了AP1000核电厂已经实施的辐射防护设计方案。     

AP1000蒸汽发生器锻件制造的难点

AP1000蒸汽发生器是核岛关键设备,其制造要求严格。文章简要介绍了蒸汽发生器主体结构和材料,重点介绍了管板、锥形筒体和水室封头锻件的制造难点,并通过三门核电站1号机组和海阳核电站1号机组蒸汽发生器锻件的制造实践,指出在制造过程中需要引起关注的地方,总结了一些制造过程中发生的问题,提出了AP1000蒸汽发生器锻件国产化过程中的建议性措施。     

AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

在非失水事故（LOCA）事故工况下，AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统（RCS）平均温度冷却至215.6℃，但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证，确定了冷凝水损失途径。因此，执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后，AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。      

AP1000依托项目钢制安全壳结构整体性试验

文章主要介绍了AP1000钢制安全壳结构整体性试验的技术要求以及在三门、海阳两个1#机组的试验中所采用的技术方案。对试验过程中钢制安全壳的结构响应做了解释说明。试验结果表明,AP1000钢制安全壳在试验过程中整体变形呈线性变化,保持了良好的结构完整性。文章同时还介绍了试验实施过程中应重点关注的问题以及两次试验形成的经验反馈。     

AP1000钢制安全壳施工技术优化分析

AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全壳简体提出采用"4-2—2—3"的分段形式。同时,对钢制安全壳简体上的人员闸门供货及安装方式、贯穿件、剪力钉、附件板等的安装逻辑和施工时机进行优化分析,旨在对AP1000后续项目提供可参考的建议。     

美国西屋3400 MW_(th)压水堆氚排放研究

本研究较为系统地分析了美国3 400MW_(th)压水堆的运行数据,为AP1000氚源项的研究提供了重要的技术支持。通过统计分析得到现实和保守的AP1000机组氚排放量推荐值分别为25.1TBq/a和44.4TBq/a,气氚和液氚的平均释放比例为12%和88%,发现美国压水堆机组的液氚排放量的极大值集中出现在大修所在季度。另外,本研究初步分析了同一厂址规划6台AP1000机组的可行性。本研究为传统的基于理论模型计算的AP1000机组的氚源项设计方法提供了新思路,同时也为AP1000工程项目的源项评审提供了重要依据。