海阳核电PMS系统调试信号模拟方法分析

海阳核电应用第三代AP1000核电技术,其保护与安全监视系统(PMS)执行反应堆停堆、专设安全设施驱动和核级数据处理三大功能。在机组投运前测试其自动安全功能及相关工艺信号是PMS系统调试的重要工作,现介绍海阳核电PMS相关工艺信号的几种信号模拟方法,分析各自优缺点,同时结合工程现场调试的特点探索一种最佳的信号模拟方案。     

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。     

三门核电站工程项目进展情况

2018年1月31日,AP1000依托项目三门核电站工程2号机组热态功能试验顺利结束,正式进入装料准备阶段。本次热试历时77天,开展了包括反应堆冷却剂系统动态和振动效应、主泵热态功能、非能动自动泄压系统排放、非能动堆芯冷却系统验证等试验,全面验证了电厂的主系统、安全系统、辅助系统等在热态工况下的有效性和可用性。     

世界首台AP1000核电机组压力容器安装就位

9月22日,三门核电站1号机组最重要的安全屏障——反应堆压力容器成功吊装就位,标志着世界首台AP1000核电机组全面进入关键主设备安装阶段。     

反应堆压力容器出口接管分析与评定

以AP1000压水堆为例,通过建立反应堆压力容器(含进、出口接管)整体模型,计算并评定压力容器出口结构在设计工况、正常、事故以及试验工况下的应力强度。为今后核电一回路反应堆压力容器分析设计奠定基础。     

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.     

反应堆压力容器支承刚度和应力计算方法

基于CPR1000、EPR、AP1000反应堆压力容器支承,设计了一种反应堆压力容器支承,反应堆压力容器支承采用实体单元建模和接触单元的有限元算法模式,对反应堆压力容器支承进行了刚度和应力计算,反应堆压力容器支承刚度可用于核岛主设备动力学分析,反应堆压力容器应力分析和评定用于校验核岛主设备的安全性。反应堆压力容器支承刚度和应力计算方法可应用于新开发堆芯其它核岛主设备。     

反应堆压力容器60年设计寿命研究

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。     

一种提高AP1000核电厂堆顶结构抗震性能的方法

AP1000一体化堆顶组件仅通过螺栓结构与反应堆压力容器顶盖连接,在地震工况条件下一体化堆顶组件底部支撑法兰和螺栓承受了很大的支撑载荷。针对AP1000设计中存在的不足,文中提出了一种提高AP1000堆顶结构抗震性能的改进方法,并对该改进方法进行了定性分析。分析结果表明,所述的AP1000堆顶结构改进方法合理可行。