三代核电厂结构的抗震设计分析概论

自《核设施结构、系统和部件的抗震设计准则》(ASCE/SEI 43-05)实施后,三代核电厂结构的抗震设计分析已经与过去传统二代核电厂有了本质上的差别,美国自2005年后推出一系列配套的核电规范、标准来与三代核电厂的新抗震要求相适应。美国核管会针对新发行的《标准审查大纲》(SRP 3.7 Rev.3 2007年版及Rev.4 2014年版)来作全面配套修订,更是确认了三代核电厂结构抗震设计分析的更高要求。结合上海核工程研究设计院40余年从事核电厂土建结构设计及抗震分析工作积累的实践操作经验,介绍了三代核电厂结构抗震设计分析的最新依据性规范标准、主要内容及分析手段,给出了可供实际核电工程应用的研究成果。     

滨海AP1000核电厂总图运输特点分析

阐述了滨海AP1000核电厂主厂房平面布置的特点;结合三门核电工程循环水系统的参数,开展了滨海AP1000核电厂常规岛主厂房地上式布置和整体下沉式布置方案的技术经济比较.分析了滨海AP1000核电厂采用模块化设计和建造技术对总图运输设计的影响.     

AP1000核电厂核岛管道安装工艺探讨——核岛底板预埋管道和CA20泄漏管道

AP1000核电厂核岛管道长度比常规压水堆核电站核岛减少近80%,但是由于应用了大量模块,从而导致其安装工艺过程较复杂,只有在施工前需要做好充足的准备,才能更好地使管道安装工作保质保量完成。     

AP1000核电项目核岛联合冲洗关键路径分析

以某AP1000核电项目1号机组核岛联合冲洗实践经验为研究对象,总结分析了核岛联合冲洗范围、冲洗逻辑、关键路径、工期安排及相关经验反馈,进一步梳理分析了冷试前调试关键路径,为后续AP1000机组建安及调试计划安排提供借鉴。     

AP1000核电汽轮机的创新设计特点

AP1000作为未来国内发展的主力核电堆型,比现有二代半堆型功率更大、寿命更长,且有内陆应用要求等新特点,其发展对汽轮机设计开发提出了新的要求。介绍了上海电气电站设备有限公司上海汽轮机厂(以下简称STP)在AP1000核电汽轮机设计中的创新设计特点,通过对核电汽轮机关键部件60年寿命设计、核电汽轮机及基础整体抗震性能评估、核电汽轮机低压焊接转子设计、核电汽轮机长叶片系列化设计等方面的介绍,旨在探讨如何提高汽轮机的运行寿命、安全性和经济性。这些创新设计基于大量的试验计算研究,其研究结果将对我国AP1000核电汽轮机的自主化设计及未来核电产品的出口起到积极的推动作用。     

AP1000非1E级I&C系统接地研究

主要是针对AP1000依托项目非1E级IC系统的接地需求,结合AP1000核电厂的标准设计要求,综合考虑目前AP1000依托项目的工程实际情况,提出了AP1000非1E级IC系统的接地方案。重点对接地分类、接地要求以及具体的接地方案进行研究。     

海阳核电一期2×1253MW机组主要热力系统设计特点

海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进.本文总体介绍了海阳核电(2×1 253 MW机组)的核岛主要系统构成,概况的描述了常规岛主要热力系统设置及主要设备配置方案,为后续的类似核电工程热力系统的设计提供参考.     

AP1000核电厂RELAP5SB-LOCA分析模式建立与应用

建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对.迸一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究.自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内...     

我国第三代核电技术一览

正目前我国有5种第三代核电技术,分别是AP1000、CAP1400、华龙一号、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(WER)。AP1000技术是美国西屋公司研发的一种"非能动型压水堆核电技术"。2003年,中共中央作出引进美国西屋AP1000技术、合作建设自主化依托项目4台机组、在消化吸收引进技术基础上自主创新、成立国家核电技术公司等决定。目前我国应用AP1000技术的主要目标工程包括:山东海阳核电厂1、2号机组和浙江三门1、2号机组。     

核电重件设备采用固定龙门吊方案分析

现有AP1000核电厂采用大型履带吊吊装重件设备或模块,给场地布置带来了较大的局限性,而且履带吊依赖进口,造价偏高。在分析固定龙门吊吊装工艺后,提出采用固定龙门吊吊装工艺方案。分析了该吊装方案对核电厂总平面布置、场地和道路布置、地下管线布置和施工组织等方面的影响,以及相应的工程措施。分析表明,AP1000核电厂采用固定龙门吊方案进行重件设备或模块的吊装是可行的。     

第十一届中国核电技术发展高峰论坛会议综述

为促进核电产业安全高效发展,加快落实中国核电“走出去”战略,由上海市核电办公室和中国能源建设集团广东省电力设计研究院有限公司(简称中国能建广东院)联合主办、中国核能行业协会和中国核工业勘测设计协会协办,诺本集团承办的第十一届中国核电技术发展高峰论坛于2016年8月26日在中国能建广东院召开。本次论坛高屋建瓴地探讨了我国核电发展的实践与展望,强调了加强安全监管对助力核电发展的重要性,探索了加强协同创新和技术创新对推动核电产业实现新突破的重要作用,介绍了我国在建的多种堆型核电厂的最新技术特点及工程建设的进展情况,包括具有自主知识产权的三代技术“华龙一号”、我国先进快堆技术、国家科技重大专项高温气冷堆示范工程等,同时就核电装备智能制造应用及通过技术创新提高电站的经济效率等进行了深入地探讨,本次论坛对推动中国核电技术的发展具有重要的意义。     

核电站常规岛主厂房结构抗震性能设计

核电站常规岛主厂房结构布置受限于工艺流程,含较多的错层、跃层,使结构的刚度与质量分布严重不均匀,往往超过了规范的适用条件,地震期间若出现功能中断或设备受损都将造成巨大的损失。基于性能的抗震设计应用于主厂房结构的抗震设计与评估中,在承载力和变形能力两个方面量化其抗震水平,确保主厂房的抗震能力满足预期设防目标。承载力依据现行抗震规范设计,变形能力的评估细化到构件的层次进行,在此基础上选取了5条地震波记录对典型常规岛主厂房结构进行弹塑性分析。结果表明:核电站常规岛主厂房结构能够在地震作用下保持不倒塌,结构具有较大冗余度,能保证核岛安全。     

美国核电厂抗震主系统分析要求的近期变化

近期美国核管会NRC颁布的标准审查大纲《Standard Review Plan》Rev.3(2007)版已通过我国核安全审评中心翻译出版,表明我国核安全局将按最严的国际标准执行核工程的安全审查。通过对比美国核管会标准审查大纲SRP 3.7.2节1989版、2007版以及最新2013版的抗震主系统主要内容,结合以往核电工程抗震分析的实践经验,按其所列验收准则各条分别作出专业性的讲解与点评。研究表明:SRP 2013版在概念上更清晰,并在可操作性上更加完善,研究成果对理解核电厂抗震主系统分析要求具有很好的参考价值。     

寒冷地区闭合空气幕防寒保温特大门设计研究

为了满足寒冷地区核电汽轮机厂房的设备正常运行和电厂安全,以辽宁红沿河核电厂汽轮机发电厂房特大门为例,探讨了在寒冷地区核电常规岛汽轮发电机房一种闭合空气幕防寒保温特大门的构造做法。通过使用该大门能够减少能耗损失,满足核电厂汽轮发动机厂房边界温度大于等于5 ℃最低要求,每天节约标煤85 kg左右。     

某核电厂非均质地基的岩土工程分析

随着我国电力需求的不断增加,我国核电发展中非坚硬岩地基、非火成岩地基和非均质地基将纳入未来核电站设计的厂址类型,因此非均质地基核电厂地基岩土工程勘察与分析摆在专业技术人员面积的一个首要问题。文章以某沉积岩核电厂址为例,根据场地特点,通过岩类划分、风化程度划分,进而将每个核岛地基进行工程地质单元划分,提出相对应的岩土设计参数,提出了非均质地基岩土工程分析方法,为我国非均质地基场地核电发展提供一定的技术支持,对非均质地基场地核电厂岩土工程勘察具有一定的指导意义。     

某核岛地基沉降分析与计算

以某核岛地基沉降为例,介绍了核岛沉降计算所依据的核电标准、数值模型、参数取值、计算方法和评价标准,计算表明:地基在卸载和再加载条件下的非线性、地基岩土力学特性的空间变异性、地基地下水位变化的影响以及地基岩土力学参数因开挖、排水和回填而受扰动的几何尺寸和蠕变效应是核岛区地基沉降的影响因素,采用三维有限元法预测的地基沉降值与实际监测资料规律一致,可供类似工程参考。     

岭澳核电站半速汽轮发电机基础结构型式分析

汽轮机是核电主厂房中最重要的电气设备之一,其运行的稳定性直接影响到整个发电系统的稳定。不同国家的规范对汽轮发电机基础的设计提出了不同的技术措施,这些技术措施均从降低基础的振动线位移或振动速度着手。正确的基础选型,能够以较小的经济投入达到较优的振动控制目的。对比分析了欧、美基础设计理念的差异,对弹簧隔振基础的隔振性能进行了详细的论述,指出了弹簧隔振基础能够更好地适用于欧洲汽轮机核电机组,使得机组具有隔振、抗震、不均匀沉降可调等诸多优点,能够确保国内首台百万级半速汽轮发电核电机组的安全运行。     

海岛核电厂址应急撤离能力分析研究

核电厂厂址选址阶段需要从应急角度考察厂址条件,为后续应急计划的有效实施打下良好的基础。我国之前的核动力厂厂址无论是滨海还是内陆均位于大陆之上,而鉴于海岛厂址地理环境条件的特殊性,为确保核电厂的纵深防御最后环节——应急响应的有效性,保护公众和环境,并借鉴其他核动力厂在应急审查中出现的问题,对海岛核电厂址应急撤离能力进行分析,从而为应急决策提供技术支持。以某拟建海岛核电厂址为例,基于目前的厂址条件,分别对通过跨海大桥撤离和轮船撤离进行了评估和模拟。     

浅谈核电站常规岛厂房设计

常规岛作为核电站的三大组成部分之一,其建筑结构设计水平直接关系到整个核电站的优劣,结合近二十年的核电站常规岛厂房设计经验,阐述了常规岛屋盖结构、屋面和外墙面、地下结构防水和厂房结构型式比较等方面的设计经验及需注意的问题,可供广大核电站设计和建设人员在工作中参考和借鉴。