AP1000钢制安全壳施工技术优化分析

AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全壳简体提出采用"4-2—2—3"的分段形式。同时,对钢制安全壳简体上的人员闸门供货及安装方式、贯穿件、剪力钉、附件板等的安装逻辑和施工时机进行优化分析,旨在对AP1000后续项目提供可参考的建议。     

核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法研究

提出了选择核供热堆钢安全壳及压力容器吊装方法的原则,介绍了大型起重机、双桅杆和固定式龙门吊等３种吊装方法,并从３种方法的技术可行性、安全可靠性、工艺成熟性,对厂房结构、土建安装施工、工程进度和投资的影响以及对工程项目管理水平的要求进行了分析比较。３种吊装方法,不仅适用于核供热堆压力容器的跺装,也适用于沸水堆和高温气冷堆压力容器的吊装,并为各种堆型核电站采用模块化设计与施工提供了多方案的技术储备。     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

AP1000与CPR1000堆芯核测仪表差异分析

A P1000作为第3代核电技术的典型堆型,运用了很多先进的设计理念,简化了设计,减少了设备数量,提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量,从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异,通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点,为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便,同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。     

压水堆核电厂消防设计比较分析

分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。     

CPR1000核电厂严重事故下设备可用性论证研究

文章简述福岛核电厂在严重事故应对、设备可用性方面的经验教训,并简要介绍国际上先进压水堆AP1000、EPR设备可用性论证的方法,同时阐述CPR1000严重事故下设备可用性论证的现状,最后提出CPR1000设备可用性论证需要进一步开展研究的方向。     

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。     

安全壳底封头运输和吊装施工技术

AP1000安全壳底封头CVBH的现场施工需要采用施工技术难度大、安全保证措施要求高的大件运输和吊装技术。主要表现在结构本体重量大、尺寸大、重心高、易于变形等;在运输过程中,转弯半径大、运输道路基础荷载大、运输车辆同步性要求苛刻;在吊装过程中,吊装场地基础荷载大、吊车吊装能力大、吊索具要求高、核岛就位难度高等。文章从CVBH运输施工技术、吊装施工技术以及安全保证措施等三个方面,详细阐述核岛大件运输和吊装施工技术,为后续的核岛大型结构的运输和吊装提供借鉴作用。     

三代项目核岛设计计划编制经验反馈

在参与EPR三代核电项目的建设过程中,以先分解、了解局部、再整体结合的观察方法,将其核岛设计计划编制、管理体系与CPR1000的设计计划编制、管理体系做了比较。尤其重点对EPR核岛设计计划中先分块编制,再通过逻辑关系联系成一个整体的做法作了相关研究。其中,重点关注了EPR设计计划中EPS、WBS分级与CPR1000计划中相关内容的异同,同时还就不同分块计划之间接口计划的作用作了相关阐述。其后又详细介绍了核岛土建、系统、布置三大类设计计划的具体编制方法,最后就计划中关键节点时间的确定作了相关推理论述,以达到工程经验反馈的目的。     

智能化工艺系统设计平台技术在核电工程设计的应用探讨

智能化工艺系统设计平台技术广泛应用于EPR堆型项目工程核岛工艺系统设计。它是实现核电厂数字化设计的重要组成部分。本文探讨了系统化实现智能化工艺系统设计平台的功能设计、功能实现的方法,以及讨论专为CPR1000堆型工程应用创建的平台标准体系架构。目前本文设计方法已成功在ACPR1000+堆型进行应用,实现了核岛工艺系统设计智能化、标准化。     

压水堆核电站废液处理系统的比较

本文从源项、系统主要处理流程及装置和处理结果三方面对AP1000、EPR和CPR1000三种压水堆核电机组的废液处理系统进行比较,分析了废液处理系统工艺流程及装置的改进和发展趋势。     

三种压水堆核电厂的放射性环境影响比较

本文简要介绍和比较了AP1000、EPR、CPR1000三种压水堆核电厂的放射性三废处理系统,并将放射性源项和GB6249-1986的排放量控制值进行了比较。然后,在一个假设的内陆厂址条件下评价和比较了三种机型两台机组核电厂的放射性环境影响。研究表明,三种机型的环境影响都是可以接受的。     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

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。     

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。     

三种不同设计核电厂放射性废液处理系统差异性分析

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。     

AP1000核电建设安全标准化管理

2002年国家颁布实施了《中华人民共和国安全生产法》,出台了一系列的方针和政策,加大了安全生产监管力度。安全标准化是继安全评价、安全生产许可证制度之后,在安全监管方面采取的一项重大举措,也是一项治本之策。安全标准化工作是一项战略性、长期性、基础性的工作,是实现企业安全科学管理,提高企业本质安全的基本途径。海阳AP1000核电,其模块化、平行法施工及开顶法施工颠覆了传统先土建后安装的建造的理念,缩短建设周期,与此同时特大型模块运输、吊装,立体交叉施工显著增加,对安全管理提出了更高的要求。本文结合海阳AP1000核电工程特点及安全管理难点,提出AP1000核电安全标准化管理的思路和措施,对AP1000核电建设安全管理工作有借鉴意义。     

AP1000控制棒棒位的数字化测量技术分析

结合AP1000的数字化棒位指示系统,通过分析AP1000控制棒的组成、控制棒驱动机构和棒位测量探测器布置,并从数字化测量角度指出了非接触式传感器测量、探测线圈的冗余设计和数字化数据传输等可靠性技术的应用,确保了AP1000反应堆棒位测量精度和棒位控制系统的安全可靠。     

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。     

AP1000核电机组辐射控制区出入口设计改进

介绍了AP1000核电机组辐射控制区出入口的组成、功能和主要设备,分析了设计方案存在的问题,结合我国已运行核电机组管理经验,提出AP1000核电机组辐射控制区出入口布置的改进方案。     

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。