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AP1000压水堆核电机组中,存在大量为电气盘柜使用的电气预埋件,埋件长度长,但宽度以及厚度相对较小,在运输以及安装过程中极易发生变形,且该类型埋件安装精度要求高,按照普通埋件加固难以满足公差的要求。为了保证后续电气设备的安装以及倒送电节点的顺利实现,对于电气高精度预埋件,从加工制作、运输以及现场安装进行了一系列的控制措施,以保证此类埋件的安装精度。 相似文献
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AP1000核电厂支撑钢结构的力学设计主要遵循美国建筑钢结构设计规范(AISC 335-1989和AISC N690),其稳定性分析主要采用有效长度法。而最新版的建筑钢结构设计规范(ASIC 360-2010)中首选直接分析法,有效长度法作为其替代方法。此外,相比于AISC 335-1989,AISC 360-2010中明确要求考虑钢结构的非线性二阶效应以及初始缺陷等对稳定性分析的影响。本文详细阐述了AISC 360-2010中稳定性分析的要求,以及直接分析法与有效长度法的特点,并以1个支撑钢结构框架为例,采用力学分析软件GTStrudl进行了2种方法的研究与比较。结果证明,对于简单结构,2种方法都适用;对于复杂结构,直接分析法较为简便高效。 相似文献
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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。 相似文献
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以西屋公司AP1000分级为基本原则,参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法,综合质量保证分级考虑因素,满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求,提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。 相似文献
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AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究 总被引:2,自引:1,他引:1
应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。 相似文献
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采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明:在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变(DDT)状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。 相似文献
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结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。 相似文献
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AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。 相似文献
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三门核电厂采用美国三代核电技术AP1000,其1号、2号机组的大型屏蔽式主泵用于一回路冷却剂循环。在大修解体主泵时,需要开发专用切割方案与装置,以完成下部C型密封环切割。根据其主泵结构特点,确定切割方案的功能需求,并完成切割装置设计与开发;通过有限元分析,对装置的结构强度以及冷却效果进行验证与优化,保证切割精度以及使用寿命。所述切割方案与装置,适用于狭窄幽深空间,可实现定距切割,效率高、精度可靠、异物可控,且不产生空气辐射污染。该方案与装置可推广应用到同类型屏蔽式核电主泵检修工作中,并且具有一定的工业推广价值。 相似文献
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AP1000核电厂首次将分布式感温光纤探测系统应用于1E级与非1E级电缆桥架火灾探测。文章介绍了分布式感温光纤探测系统技术原理,分析了感温光纤探测系统的结构及其特点,并根据核电厂的特殊环境,研究了对感温光纤的影响以及提出了相关建议,最后介绍了AP1000分布式感温光纤探测系统设计、光纤布置方案。 相似文献
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在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别(安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效),分别选取典型的严重事故序列(蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂),使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。 相似文献
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在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则. 相似文献
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我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。 相似文献