AP1000核电厂爆破阀研制技术难点分析

爆破阀是AP1000核电厂中的重要设备,也是AP1000核电厂最早进行国产化的设备之一。详细介绍爆破阀在AP1000机组中的运用情况、设计要求及主要特点,结合国内外爆破阀研究情况,总结了爆破阀研制过程中设计和制造的技术难点。通过对各技术难点深入剖析,使得研制单位在爆破阀国产化及后续技术改进过程中目标明确,为我国后续核电项目研制出高可靠性的爆破阀产品。     

AP1000项目核岛环吊试验经验反馈

介绍浙江三门、山东海阳核电项目核岛环吊试验各阶段的工作内容、试验方法及试验过程中出现的问题及解决方法,提出先进非能动型压水堆核电技术(AP1000)项目环吊国产化改进建议,为后续AP1000项目核岛环吊的国产化及调试提供借鉴。     

AP1000核电站主控室盘台抗震鉴定试验研究和工程实践

抗震试验是设备鉴定的一部分,AP1000核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定有了新的要求和方法。为满足AP1000核电设备的抗震鉴定要求,本次试验与传统抗震试验有所不同。本文以完成的主控室盘台抗震试验为例,介绍和分析该试验在反应谱、加速度计布置、功能性测试等方面的特殊要求。试验结果表明主控室盘台满足AP1000抗震鉴定的要求。这些特殊要求不仅可保证很好地鉴定试验件的结构完整性和安全功能性,而且能发掘其设计裕量。     

研发先行,追求品质,铸就“中国二重”新品牌——中国二重AP1000核级锻件及设备制造

引言：AP1000是先进的＂非能动型压水堆核电技术＂,代表世界第三代核电建设技术的发展趋势。中国二重作为中国重大技术装备国产化基地之一,跻身AP1000核电设备制造领域,既是履行社会责任的需要,也是新产品开发、拓宽市场的需要,更是打造中国二重品牌、增强企业持续发展能力的需要。     

AP1000壳内电缆鉴定试验要求研究和鉴定方法设计

文章主要通过对AP1000设备鉴定试验要求的分析和探究,设计出AP1000安全壳内用电缆鉴定试验方法,以便指导国内电缆供应商能够更好的制定试验大纲,并进行相关鉴定试验,推动AP1000壳内电缆的国产化。     

从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程

在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。     

AP1000首堆核岛设计进度计划管理

基于美国先进非能动压水堆(AP1000)首堆进度管理特点,阐述在复杂合同关系下,围绕AP1000首次设计、主要设备首次制造,以及模块化施工等首堆设计特点中遇到的主要问题。结合三门核电工程建设实际情况,探讨和分析AP1000首堆核岛设计对计划管理带来的主要挑战和困难,采取了一系列有效的应对措施,最大程度降低首堆设计对进度的影响,并结合三门核电建设经验和教训,提出了后续AP1000核电进度管理的建议。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。     

AP1000的FCD混凝土浇筑时间管理研究及应用

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。     

核电机组220kV安全电源设计

安全电源的设计是核电前期工作必须优先考虑的内容之一,文章针对漳州核电厂址的自身特点和AP1000核电机组的技术要求,通过理论分析和模型计算,确定了漳州核电220 kV安全电源的设计容量和最优接入方案,论述了漳州核电AP1000机组220 kV安全电源设计方案在可靠性、安全性方面满足AP1000核电机组厂用电和安全电源的功能要求。     

EPC模式下AP1000核电工程合同定价机制分析

文章阐述了核电工程建设模式、已建核电厂造价中存在的问题,结合以往核电工程定价实践,旨在对EPC模式下AP1000核电工程定价机制进行探讨,提出EPC模式下AP1000核电工程应遵循市场规律,以责、权、利相结合为原则,总承包合同价格实行部分分项价格固定、总价可调的定价机制,以期对后续AP1000核电工程建设有一定的借鉴和参考价值。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

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。     

AP1000非安全级系统的监管要求(RTNSS)探析

根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。     

海阳核电1号核岛混凝土试验和施工经验分析

核电站核岛厂房是核安全相关的构筑物,对建筑用混凝土的质量有着严格的规范要求。文章介绍了海阳核电1号核岛底板施工的全过程,对混凝土配比设计、试验和施工过程中的技术要求作了阐述,对后续AP1000项目的建设具有一定的借鉴意义。     

国内特别报道

张国宝出席AP1000核电设备自主化第一次工作会议2007年11月29日,AP1000核电设备自主化第一次工作会议在京召开,国家发改委副主任、国家核电自主化工作领导小组副组长张国宝出席会议并讲话,来自国家发改委、国防科工委、国家核安全     

AP1000先进压水反应堆设备制造特点分析

与标准的第二代反应堆相比,AP1000先进压水反应堆的一些核岛关键设备具有明显的变化。正是由于AP1000的这些特点,为其设备的制造带来了挑战。尤其是,一些关键技术还处于试验阶段。并且,国内制造厂家缺乏这些关键设备的制造技术和经验,这都给设备的国产化带来了巨大困难。 通过对AP1000先进压水堆设备的制造特点进行分析,可以加深对第三代先进压水堆技术的了解;帮助我们理清思路,明确设备制造的难点以及设备制造国产化面临的一些问题,便于设备制造过程中对一些关键环节的把握,促进设备制造工作的顺利开展。     

AP1000核岛主设备锻件性能提高对制造的影响

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。     

AP1000质量保证原则要求分析

通过对中美核质保法规的比较分析,参考AP1000依托化项目质量保证要求,结合AP1000非能动技术特点和西屋公司质量管理要求,提出了后续AP1000国产化项目质量保证的基本原则要求。     

AP1000辐射监测系统特点及差异性分析

AP1000作为三代核电的重要堆型,其"减法"的设计理念与已有核电堆型有着显著区别,需要进行深入的研究。文章首先对AP1000辐射监测系统的特点进行阐述,然后通过对比分析AP1000与CPR1000的辐射监测系统在鉴定试验、标准体系、安全分级、功能分类等方面的不同点,可以看出AP1000相对于CPR1000设计上的改进,使辐射监测系统的安全性和稳定性得到进一步提高。     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。