AP1000设备国产化进程

我国核电发展提速 目前，我国已建成核电装机容量900万千瓦，而新开工和已核准的核电规模已达2290万千瓦。     

AP1000核电机组模块化建造进度控制研究

AP1000是一种先进的非能动型压水堆核电技术,其设计特点之一即为模块化建造。首先对模块化建造和AP1000核电机组的各类模块及其厂房分布予以介绍,然后从进度控制的角度提出了模块化建造得以顺利实施应满足的进度条件,接着对世界上首台AP1000机组三门核电一号机组的模块化建造实践的进度控制情况进行介绍,并分析了进度滞后的主要原因,最后针对模块化建造技术在核电项目建设中的进一步推广提出了有益建议。     

AP1000RPV制造关键点分析及国产化思考

通过对比分析AP1000和CPR1000机型反应堆压力容器（简称RPV）的设计结构差异,结合东方电气（广州）重型机器有限公司制造水平,提出AP1000RPV制造关键点及难点的解决方案,并为第3代RPV设备的国产化提出一些参考建议。     

AP1000核电技术专业英语翻译技巧探讨

近年来,越来越多的学者开始关注科技英语翻译的研究,各专业领域已形成了本专业特有的翻译理论和方法。随着AP1000技术率先在三门核电项目中引入到中国,AP1000核电技术专业英语翻译将成为科技翻译研究的新焦点。分析了AP1000核电英语翻译的特点,探讨了翻译技巧,以期对翻译工作起到一定的指导作用,从而为AP1000核电项目的建设提供支持和帮助。     

AP1000核电厂设备监造分级分析

分析了影响核电厂设备监造分级应用的主要因素,总结了核电厂设备监造分级的基本方法,根据AP1000核电厂安全系统、设备分级体系的特点,对AP1000核电厂设备监造活动分级进行了深入的研究,提出了我国AP1000核电厂设备监造分级的有效方法,并应用于国内某一AP1000核电项目上.     

核电设备国产化现状及启示

就中国核电政策和世界核电发展趋势,阐述了我国核电设备国产化面临的发展机遇和严峻挑战,概述了我国核电设备国产化现状、制约因素及建议采取的对策。     

国内首家AP1000核电设备制造的专业公司成立

近日，国内首家集AP1000核电安全壳压力容器设计制造及设备模块、结构模块制造为一体的核电设备制造公司——山东核电设备制造有限公司在山东省海阳市临港产业区正式揭牌成立，同时该核电设备制造工程正式开工奠基。     

AP1000核电机组蒸汽发生器的安装

与以往的核电机组设计不同,第三代压水堆AP1000核电机组蒸汽发生器的结构和支撑设计比较独特,这决定了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺将与已建核电机组蒸汽发生器的安装有所不同。 介绍了AP1000机组蒸汽发生器的支撑结构及其安装特点,提出了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺。     

AP1000主要核岛设备国产化

简要介绍了AP1000主要设备的特点及其制造难度、技术引进和国产化情况。阐述了我国通过前两个电站的建设,引进技术并进行国产化的攻关,4套机组中不断提升国产化的比率,到第5套机组基本实现国产化。     

核电设备的国产化

据了解,2012年目录新增的核电设备共16项,包括反应堆主冷却剂泵、核岛直流不间断电源、非能动余热排出热交换器、核反应堆压力容器安全壳、核反应堆厂房环形吊车、主给水泵组、核安全三级及以下的核级泵、DCS仪控设备、放射性废物处理设备、K1类及K3类或AP10001E级大截面动力电缆及乏燃料贮存格架等设备。广东阳江4号核电机组、福建福清4号核电机组、华能山东石岛湾高温气冷堆核电示范工程、江苏田湾核电站二期工程相继开工。至2015年,我国核电装机要达到4000万千瓦,核电设备国产化的要求强烈。     

约束紧凑与调节灵活的核电调峰安全出力模型

核电和间歇性电源比重不断增加,核电面临较大的调峰压力。当前,核电参与调峰的数学模型不够完善,因此提出一种将核电特定安全要求与灵活的调节方式有效统一的核电调峰安全出力模型,通过对约束的紧凑化和调峰深度的连续化,解决了已有模型在普遍适用性、经济性和灵活性方面的不足。引入解耦的升/降功率辅助变量,并充分考虑功率变化之间的耦合特性和互斥关系,核电出力可行域约束得更为紧凑,保证在各种工况下得出准确的核电安全出力。此外,进一步将调峰深度连续化,以期得出最优调峰深度和调节时间,增加核电调峰运行方式的灵活性;再运用数学等效变换技巧,将模型非线性项等效转换为线性模型,易于求解。仿真计算表明,所提模型能准确、灵活、经济地安排核电调峰安全出力,可降低约5%额定功率的调峰深度以及约18%的调峰成本,模型的有效性得以验证。     

基于电价敏感性分析的AP1000核电站经济性优化策略研究

核电项目经济性水平对实现AP1000核电商业化、提高核电市场竞争力具有非常重要的意义。选取了上网电价作为衡量项目经济性的指标,对影响上网电价的因素进行了识别及敏感性分析,通过研究影响因素变动对上网电价的影响程度,提出核电项目经济性优化的核心要素及政策手段,为提升核电工程建设经济性提供理论支撑与借鉴。     

核电安全分析

文章首先对三哩岛事故和切尔诺贝利事故进行了简要分析,然后对目前先进的核电安全技术和中国的核电安全管理进行了阐述和分析.实践和分析证明,中国核电站的建设和运营安全可靠,中国核电能安全稳定地为经济建设和节能减排做出贡献.     

1 000 MW压水堆核电站辅助设施管道施工

主要探讨了核电站辅助设施(balance of the plant,BOP)管道施工中出现的一些技术问题,如施工质量的可追溯性、共用支架防变形、电抛光管内部的洁净控制、沟槽式管件的应用等,并结合实际制订了相应的技术措施。这些措施通过现场的实际操作检验,证实了简单、有效,为后续核电BOP管道施工提供了借鉴。     

压水堆核电AP1000二回路系统与1000MW超超临界机组热力系统的比较

文章介绍了压水堆核电AP1000与1000MW超超临界机组热力系统及主要参数,并从郞肯循环、末级叶片、旁路系统、效率与流量方面进行了比较。AP1000二回路蒸汽参数比超超临界机组蒸汽参数低,其汽轮机旁路系统功能多、容量大,AP1000系统的热效率为36.6%,而1000MW超超临界火电机组电厂热效率可达45%以上。     

1000MW核电半速汽轮机高中压缸负荷分配技术及应用

宁德核电厂(CPR1000压水堆)1号机组核电汽轮机是国产化的首台核电1 000 MW半速汽轮机,高中压缸负荷分配是本体设备安装过程中的关键工序。阐述了设备结构特点、与常规火电机组的主要差异、现场负荷分配技术控制要点,通过现场安装对该技术的实践,消除了高中压缸安装过程中产生的附加应力,保证了汽轮机的安装质量,为同类机组汽缸负荷分配提供借鉴。     

AP1000堆内构件主体材料替代研究

在核电项目中,与二代改进型压水堆堆内构件主体材料采用RCC-M系列牌号奥氏体不锈钢相比,AP1000反应堆堆内构件主体材料采用ASME系列牌号,堆内构件结构形式也存在较大差异。为有效利用国内制造厂的现有工艺手段和制造技术,避免重复投入,从ASME、RCC-M两种规范出发,通过两种堆型堆内构件主体材料的化学成分、力学性能、抗晶间腐蚀能力的比较分析,探讨AP1000堆内构件主体材料替代的可行性。     

1000 MW级核电站大型除氧器选型分析

介绍了核电站广泛使用的两类原理和结构不同的除氧器,详细分析和论证了其各自的优缺点后指出,淋水盘式除氧器在加热性能上略优于鼓泡管式除氧器,除氧性能两者相当,而鼓泡管式除氧器则在特殊工况下的运行稳定性和维护保养的便利性方面稍优于淋水盘式除氧器.提出了核电站大型除氧器的合理选型原则.     

第三代压水堆核电机组AP1000的模块化施工分析

即将在我国首次建造的AP1000 第三代先进压水堆核电机组将大规模采用模块化的设计、施工技术。从施工角度看, AP1000 的模块分为钢壳模块、大型结构模块、小型结构模块和设备模块, 其中钢壳模块和大型结构模块的运输和吊装是施工的重点和难点。文章对模块化的施工情况进行了分析, 重点分析了钢壳模块和大型结构模块的吊装和运输问题, 为AP1000 的模块化施工提供了思路和借鉴。