AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。     

AP1000主泵第三次中间试验成功

<正>【本刊2010年6月综合报道】美国科蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)和西屋电气公司(Westinghouse)近日成功完成AP1000反应堆主泵的第三次中间试验。     

AP1000核电厂自清洁式主泵Canopy密封环现场焊接质量控制

AP1000反应堆冷却剂主泵采用带有高惯性飞轮的屏蔽泵,依靠辅助叶轮提供循环冷却水实现自身清洁、润滑、密封与冷却功能,在设计寿命60年内免维修。Canopy密封环焊缝作为主泵安装移动部件与泵壳之间的焊缝,起着对主泵内部循环冷却水密封的作用。本文对Canopy密封环焊缝焊接工艺评定、型式试验,以及现场安装焊接过程控制、无损检测等方面的质量控制进行论述,以保证AP1000主泵现场安装焊接的安全、质量与进度。     

AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究

三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

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。     

AP1000反应堆主泵屏蔽套制造工艺浅析

简要地从材料、成形、焊接、热处理几个方面对我国引进的第三代核电站AP1000反应堆主泵屏蔽套的制造工艺进行了浅析,阐明了在屏蔽套制造过程中应该注意的问题,对于实现我国反应堆主泵的国产化具有一定的积极意义。     

在役AP1000主泵锁紧杯断裂故障原因分析

三门核电厂2号机组首循环连续运行期间,发生了大型屏蔽电机主泵故障事件,导致机组停运。为分析主泵故障发生的原因,基于故障特点和原因分析方法论,制定了主泵故障排查的根本原因分析方法;通过排查主泵制造记录、评估现场运行数据、拆检取证、设计分析与试验验证、根本原因分析评估,最终确认主泵故障原因是下推力盘锁紧杯受周围流场流体激励作用发生局部共振,初始缺陷在共振作用下持续扩展并最终导致锁紧杯断裂,进而磨穿主泵屏蔽套并导致主泵故障。本研究建立的根本原因分析方法可为同类问题的原因分析和问题处理提供参考。      

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

金属反射型保温系统在AP1000反应堆压力容器的应用

金属反射型保温能够有效抑制辐射传热、对流传热以及导热。它具有抗辐照能力强、耐腐蚀性能好、不容易变形,使用、更换和维修时不容易产生碎屑的特点。文章从结构、设计及安装三个方面介绍AP1000反应堆压力容器金属反射型保温的独特优点,最后总结归纳这种保温结构设计的优点。     

某核电厂主蒸汽管道振动原因分析及解决方案探讨

某核电厂在升功率试验及满功率运行时,发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量,认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件,采用流声耦合分析的方法,对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象,是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因,可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。      

AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

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。     

核电厂屏蔽主泵Canopy密封环钻孔疏流装置设计与研究

针对国和一号（CAP1400）、非能动先进压水堆（AP1000）核电机组屏蔽主泵拆装过程中残余放射性冷却剂如何导出的问题,研制了Canopy密封环钻孔疏流装置,并在试验台上进行了钻孔疏流试验。试验结果表明,Canopy密封环钻孔疏流装置密封效果达到了预期效果,未出现冷却剂外泄;刀具及切削参数选取合适,碎屑为细小碎片状,可随冷却剂一起导出;整套系统结构紧凑,工艺控制简单,能够实现远程控制的功能需求。      

AP1000常规岛厂房的核岛系统接口管理研究

AP1000核电机组将14个核岛系统的设备和管道布置在常规岛厂房,近半数的设计接口交换与这14个核岛系统相关,该独特的布置设计和设计分工给接口管理带来了不同于其他核电厂的特点.文章分析了14个核岛系统的复杂接口关系和接口管理模式,剖析了接口管理中的难点,并提出了优化管理流程和提高接口响应速度的方法,为AP1000后续机组及其他复杂合同模式项目的项目管理提供了借鉴.     

WER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化.     

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作生能及其极限承载能力,并与110的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥25倍设计内压的合格标准.从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性.     

AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾.针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法.对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值.     

压力容器下封头异物在役清洁技术研究

针对反应堆压力容器下封头异物清洁的需要,研究异物抽吸技术.建立固体颗粒在液体中的简化受力模型.进行仿真分析,获得抽吸所需的流速与颗粒质量及密度的关系式.在此基础上设计压力容器下封头抽吸装置,并对其抽吸能力进行分析和试验.试验结果表明,该抽吸装置性能良好.     

CPR1000型核电站给水泵事故瞬态分析

以CPR1000型核电站3×50%电动给水泵为研究对象,采用基于RELAP5和Simulink程序开发的CPR1000数字化仪控系统仿真试验台,详细计算分析了给水泵单泵故障和双重故障对反应堆运行的影响及相应的缓解措施。结果表明,给水泵单泵故障对反应堆运行的影响较小,各相关参数能够很快重回事故前的稳态工况。在给水泵双重故障情况下：初始核功率在75%FP及以下时,不会出现蒸汽发生器(SG)低-低水位;初始核功率高于75%FP、汽机初始负荷在90%FP及以下时,需将汽机负荷阶跃降至50%FP,才不会出现SG低-低水位;汽机初始负荷在90%FP以上时,建议停堆。     

反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。