AP1000吊篮筒体与下堆芯支承板焊接变形的研究

AP1000核电机组运用第三代非能动性核电技术，为当今世界最安全核电堆型之一。堆内构件是核岛主设备。吊篮简体与下堆芯支承板焊接后，下堆芯支承板上燃料销孔的位景精度出现了偏差，不符合设计要求。针对在制造中出现的偏差及偏差产生后进行的有限元分析，进行了模拟件的制造。本文通过对模拟件制造的分析，确定科学、合理的制造方案，在后续AP1000核电机组堆内构件的制造中得以运用。     

AP1000非能动安全理论及其工艺流程简述

我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组主体工程全面开工,标志着我国开始引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术AP1000,那么什么是AP1000 AP1000是一种先进的"非能动型压水堆核电技术"。     

AP1000核电生产运营标准化建设研究

为解决人员及经验不足、提升核电运营管理效能、促进资源有效利用等,提出了AP1000核电生产运营标准化的建设思路和重点。分析了AP1000核电生产运营标准化建设存在的问题和不足,包括机组运营经验少、标准化基础较为薄弱、核电标准化人才匮乏、顶层设计不完善等,通过梳理、总结国内核电厂生产运营标准化建设的良好实践,特别是国家电投集团所属AP1000核电厂生产运营标准化建设的大量实践经验,对AP1000核电开展生产运营标准化建设的重点进行了概况。研究表明:研究提出的建设重点,包括顶层设计、组织建设、过程控制、人才培养、平台建设、成果应用等,可有效推进AP1000核电生产运营标准化建设工作。研究成果为国内核电集团开展AP1000核电生产运营标准化建设提供了一定的参考。     

钢安全壳模块运输工艺对比分析

钢安全壳是AP1000系列非能动压水堆核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,也是整个非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。钢安全壳各大部件的运输是核电建设中的关键工艺。该文通过对目前AP1000核电项目和CAP400核电项目中钢安全壳各大部件的常用运输工艺进行对比分析,从运输车辆、运输和加固工装、运输工艺等方面对比分析各自的优缺点,以便为我国后续核电项目中大件运输工艺选择提供经验。     

建立核安全质量保证体系的过程和要点

随着核电市场的蓬勃发展,越来越多的企业有意愿进入核电市场,从事核安全设备的制造.但是,核电产品质量直接关系到核安全,根据《中华人民共和国核安全法》及相关核安全法规的规定,从事核安全设备制造的单位应当建立并实施质量保证体系,取得相应许可资质,接受国务院核安全监督管理部门或者其派出机构监管.对于初次涉核单位,如何建立核安全...     

基于AP1000蒸汽发生器水室封头锻件制造工艺

AP1000蒸汽发生器为核岛的主要设备,制造工艺严密,且要求严格。该文首先简要分析了AP1000蒸汽发生器的主要锻件,分别从钢锭制备、锻造和锻后热处理等方面探讨了其水室封头锻件具体的制造工艺,最后指出了对应的制造要点,希望能对该领域的研究、制造有所帮助。     

中国二重锻造成功首支AP1000核电锥形筒节

近日,中国第二重型机械集团公司(简称中国二重)成功锻制出首支AP1000第3代核电锥形筒节,标志着公司的核电生产技术又前进了一大步。第3代核电站较2代核电站的运行寿命延长20年,其压力容器关键锻件锥形筒节的技术要求更高。为保证制造出高质量的第3代核电锥形筒节,     

转轨绿色与清洁——第三代核电技术的路线选择——AP1000简化了电站结构，采用了模块式建造技术

西屋先进的非能动压水堆核电站AP1000（Advanced Passive PWR）是在AP600基础上开发的。AP1000是在成熟的压水堆核电站技术的基础上,在安全系统上最大程度采用了非能动的自然力（压缩空气、重力流、自然循环等）,简化了电站的结构,采用了模块式建造技术,提高了安全性、缩短了建造周期、降低了造价。     

AP1000设备抗震鉴定要求与核级电缆桥架的抗震性能鉴定

AP1000新一代核电站的建设对电缆桥架一类的核电辅助设备提出更高的抗震性能要求,与此相对应,对相关的抗震性能鉴定试验提出更严格的要求,目前国内能满足此类要求的试验室不多。以某核电站采用的核级电缆桥架为原型,采用通用有限元软件ANSYS进行建模计算,考虑由要求反应谱生成的人工时程波在滤去低频成份对电缆桥架抗震鉴定试验的影响,以期指导以后用于AP1000相关设备抗震鉴定试验。     

AP1000机械模块风管保温和管道保温问题

机械模块是AP1000机组核电站系统功能段重要的承载体,其结构复杂,包含物项众多,集成化程度较高。本文介绍了机械模块在现场施工过程中遇到的关于风管和管道保温的问题,为后续核电堆型的模块化设计、制造提供经验。     

国内核电设备制造企业质量管理分析与对策

为了加快我国核电设备制造企业发展建设,本文笔者对该行业质量管理问题提出质疑,并对引发该类企业质量管理问题的根本原因进行论述,希望借此不断完善核电设备制造企业质量管理体系建设。     

核电工程设备制造质量监督体系的建立与完善

设备制造质量监督机构在核电工程设备制造质量监督过程中,通过工作方式及工作内容的转变,实现了工作性质由质量控制向质量监督转变;在监督设备制造质量的基础上,监督供应商质量管理体系运作的有效性,逐步建立起核电设备制造质量监督体系,推动设备制造质量管理工作持续改进。     

AP1000核电工程设备材料甲乙供划分

本文通过对国内AP1000核电项目工程设备材料甲乙供划分相关工作的现状进行分析,叙述了甲乙供划分的基本情况、甲乙供划分工作流程中和划分后出现的一些问题,针对这些问题提出了一些的实例和建议。     

中美AP1000钢制安全壳底封头制造与组装工艺对比分析

钢制安全壳是AP1000核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,防止放射性物质向外扩散的屏障,也是整个非能动安全壳冷却系统的重要组成部分。封头的制造和组装工艺是钢制安全壳制造和组装的关键工艺。通过对我国和美国AP1000项目钢制安全壳底封头制造安装情况进行对比,从封头结构设计、制造、组装、焊接、运输和吊装等方面分析各自的优缺点,以便为我国后续项目中的钢制安全壳底封头的制造和组装提供经验。     

AP1000核电站稳压器模型瞬态响应分析

该文以国家电投海阳核电AP1000项目一期2台机组为依托,结合AP1000稳压器模型参数、模拟机运行环境、OVATION系统控制逻辑3个部分模拟,来实现对AP1000机组有代表性的瞬态事件的模拟响应,通过稳压器内压力水位的响应变化的分析来验证模型及其控制逻辑是正确和有效的,并在该前提下作为事故模拟演练及复现的平台,提高现场人员的风险应对能力。     

AP1000核电厂房动力特性参数化分析与优化

AP1000核电厂非能动贮水箱需保证72 h供水。在地震作用下,水的晃动对核电厂动力响应产生重要的影响。该文基于任意拉格朗日欧拉流固耦合算法,建立AP1000核电厂重力水箱4种水位和3种通风口高度的全耦合精细有限元分析模型,分析满足RG1.60反应谱的核电人工波作用下重力水箱的动力响应,参数化分析核岛厂房顶点加速度响应与水箱水位、通风口高度与结构动力响应之间的相互作用规律,探究核电厂重力水箱的最优水位和通风口。计算结果表明:在满足核电厂供水的条件下,当水位4,通风口C时,AP1000核电厂屏蔽厂房动力响应最小。     

浅谈质量管理在核电建设中的运用及影响

本文以AP1000核电模块化制作及其他活动的质量管理作为研究对象,运用质保大纲控制下的管理原理,研究在整个AP1000模块制作过程中对其质量影响严重的因素和相关风险,提出并实施有效的控制手段,保证在合同规定的时间内,有效的完成其质量目标。     

半速核电百万汽轮发电机转子线圈通风孔倒角工艺技术研究

十一五来国家大力发展清洁能源,核能、风能、太阳能将成为主导,大容量核电机组也将成为电力市场的发展趋势。AP1000半速核电机组是我公司核电研发领域新的开辟,作为电机核心的转子线圈,其制造加工工艺的水平,对整体电机制造起着关键作用,对提高我公司的市场竞争能力起着积极的作用。AP1000核电机组是我公司引进日本"三菱公司"技术生产,直线铜排加工采用凹排冲孔结构加工,且通风孔为直孔型:孔长32mm、孔宽14mm。其冲孔面积远大于我公司常规产品,并且直线有10种线规,其中8种梯排2种矩排,其宽度、厚度、槽深、槽宽等各项参数均不一致。能够高质量完成通风孔制造成为该机组转子线圈的关键。     

AP1000与传统PWR安注系统差异浅析

80年代后为了消除三厘岛事故带来的负面影响，核电设计人员在满足“用户要求”（URD，EUR）概念的基础上着手开发了第三代核电技术-AP1000。AP1000的安注系统相较上一代传统PWR有了极大的改进。两代压水堆安注系统的差异与该系统未来的发展都将对核电的发展起到重要作用。     

浅谈AP1000一体化堆顶组件的先进性

一体化堆顶组件是AP1000核电站反应堆压力容器中燃料组件的关键控制机构,是非能动核电技术的重要创新之一。本文通过AP1000与CPR1000两种堆型的比较,对顶盖组件中采用不同设计结构实现相同功能的部件进行介绍。比较说明一体化堆顶组件从人员安全、人力需求、换料周期、操作简化等方面的先进性。