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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
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根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。 相似文献
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为了满足AP1000核电站设计寿命60年的需求,核岛设备蒸汽发生器锻件的强度和韧性要求比CPR1000核岛主设备都有所提高,加之尺寸增大,使得AP1000蒸汽发生器锻件的制造难度加大,对其变化认识不够,不仅锻件的产品质量不稳定,而且后序的焊接也可能出现质量问题,文章通过对比分析AP1000核电蒸汽发生器锻件与CPR1000锻件的变化,提出了采取措施的方向。 相似文献
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海阳核电采用先进的第三代AP1000核电技术,其非能动系统设计理念,模块化及"开顶法"施工理念使建设周期大大缩短,同时对施工管理、质量及进度控制提出了更高的要求。将统计过程控制理论与方法应用于海阳AP1000核电1号机组FCD(First Concrete Day)混凝土浇筑时间管理过程中,通过模型建立、数据分析、模型优化并结合工程实际进行验证,提出了FCD时间管理的数学模型。本文研究的理论和方法不仅适用海阳AP1000核电1号机组FCD混凝土浇筑,而且对后续同类大体积混凝土连续浇筑具有借鉴和指导意义。 相似文献
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分析AP1000设计地震反应谱(CSDRS)与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱(SRS)和AP1000 CSDRS。基于5种设计场地模型将AP1000 CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的AP1000设计谱。计算结果表明,AP1000 CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造AP1000核岛结构,应进行AP1000 CSDRS的保守性分析。 相似文献
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AP1000外部灾害情形下乏燃料池缓解策略研究 总被引:1,自引:1,他引:0
日本福岛核事故后,乏燃料池(SFP)在事故中的安全性得到广泛的关注。AP1000乏燃料池冷却系统(SFS)是一非安全相关的系统,不需在事故后运行以缓解设计基准事故。但乏燃料池在超设计基准事故或外部灾害事件(包括自然灾害和人为事件)下的安全性一直是核电厂设计的重点。本工作结合美国核能研究所(NEI)给出的扩大损害的缓解导则(EDMG)提出了针对AP1000外部灾害情形下的SFP缓解策略(包括内部策略和外部策略),并对策略进行了评估。本工作结论有助于AP1000 SFP EDMG的建立,对AP1000核电厂的设计、建造、运行管理和事故管理均有很强的参考价值。 相似文献
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三门核电AP1000机组辐射防护设计分析 总被引:1,自引:0,他引:1
三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。 相似文献
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Westinghouse AP1000 advanced passive plant 总被引:5,自引:0,他引:5
The Westinghouse AP1000 Program is aimed at making available a nuclear power plant that is economical in the US deregulated electrical power industry in the near-term. The AP1000 is a two-loop 1000 MWe pressurizer water reactor (PWR). It is an uprated version of the AP600. Passive safety systems are used to provide significant and measurable improvements in plant simplification, safety, reliability, investment protection and plant costs. The AP1000 uses proven technology, which builds on over 35 years of operating PWR experience. The AP1000 received Final Design Approval from the United States Nuclear Regulatory Commission in September 2004; the AP1000 has also received Design Certification by the USNRC in December 2005. The AP1000 and its predecessor AP600 are the only nuclear reactor designs using passive safety technology licensed anywhere in the world. The safety performance of AP1000 has been verified by extensive testing, safety analysis and probabilistic safety assessment. AP1000 safety margins are large and the potential for accident scenarios that could jeopardize public safety is extremely low.Simplicity is a key technical concept behind the AP1000. It makes the AP1000 easier and less expensive to build, operate, and maintain. Simplification also provides a hedge against regulatory driven operations and maintenance costs by eliminating equipment subject to regulation. The AP1000's greatly simplified design complies with NRC regulatory and safety requirements and the EPRI advanced light water reactor (ALWR) utility requirements document.Plans are being developed for implementation of the AP1000 plant. Key factors in this planning are the economics of AP1000 in the de-regulated US electricity market, and the associated business model for licensing, constructing and operating these new plants. 相似文献
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非能动核电站主给水丧失事故仿真研究 总被引:1,自引:1,他引:0
AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。 相似文献
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三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和APl000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。 相似文献