第三代核电和西屋公司AP1000评述

世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计。简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估。分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战。如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益。     

关于压水堆核电标准体系工程设计领域相关标准对于三代核电适用性的探讨与分析

文章探讨了我国压水堆核电工程设计领域相关标准的现状,分析了这些标准对CAP系列、华龙一号等我国三代核电建设机型的适用性,最后给出工程设计领域标准的总体完善建议。     

三代核电技术AP1000

AP1000是Advanced Passive PWR的简称,是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压下的水把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技术。AP1000在传统的压水堆核电技术的基础上,采用“非能动”的安全系统,使其安全性、经济性有了显著提高。     

三代核电1000 MW级汽轮机摩擦振动故障研究

研究了国内某三代核电汽轮机调试期间发生的不稳定振动故障现象。通过趋势、频谱、轴心轨迹和升降速过程振动特征分析,准确诊断故障原因为动静摩擦。结合动力学理论,从输入热量和输出热量平衡角度解释了不同程度下的摩擦现象,提出了摩擦位置和摩擦状态评估方法。在工期有限的情况下,提出了运行处理方案,消除了摩擦故障。进一步提出了后续大修处理方案。     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学（CFD）分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。      

中国核电发展现状与展望

主要介绍了我国在建、在运核电机组的基本状况和最新进展,以及我国在提升核设施安全水平方面的相关措施。在国家能源局印发的《能源技术创新“十三五”规划》要求之下,我国推出一系列先进核能和小型堆的发展计划,开展了“海洋核动力平台示范工程建设”并建立相关标准。最后总结了中国核电目前面临的挑战和未来的展望。      

西屋公司在中国第三代核电技术招标中胜出

【路透社北京2006年12月16日电】经过两年的不懈努力,美国西屋电气公司终于在中国的第三代核电技术招标中战胜了竞争对手法国阿海珐集团(Areva)和俄罗斯原子能出口公司(Atomstroiexport)。     

加快推进第三代核电技术发展

我国已提出“积极推进核电建设”的能源政策，对于能源安全、资源优化和环境保护，尤其是发展内陆核电具有重要的战略意义。大力发展核电是解决湖南能源短缺的最佳途径，并将促进节能减排和资源节约、环境友好型社会建设。     

从设计与制造上的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本思考

本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。     

关于核电发展的几点思考——由美国提出的“第4代核电”引起的话题

美国提出了第 4代核电的概念。本文分析其由来及所提设计目标草案 ,并与URD相比较。特别讨论了有关核燃料循环与防止核扩散的问题。希望能引起我国核决策机构关注国际动向 ,密切结合国情 ,订好核能发展规划     

法国加速发展核电

<正>【英国《国际核工程》网站2010年7月23日报道】在2010年4月召开的日本原子能产业协会(JAIF)会议上,法国原子能委员会(CEA)主席Bernard Bigot介绍了法国正     

三代核电厂过滤排放系统功能定位分析

安全壳是包容核电厂放射性产物的最后一道屏障。二代改进型核电厂为应对安全壳超压威胁,保证安全壳的完整性,设置了安全壳过滤排放系统,有效降低了安全壳晚期超压风险。HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》中增加了关于设计扩展工况的设计要求,核电厂纵深防御层次出现了新的变化。在纵深防御第四层次提出实际消除目标,要求可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除。基于新的设计要求,三代核电厂为应对设计扩展工况,设置了严重事故专用的预防和缓解措施,降低了安全壳超压风险,因此安全壳过滤排放系统的功能及定位需要重新分析和明确。通过分析三代核电厂安全系统的设计及超压风险,从实际消除目标及大量放射性释放安全目标论证的角度,分析得出三代核电厂安全壳过滤排放系统的功能定位。三代核电厂中,安全过滤排放系统主要用于应对剩余风险,不将其作为专设的设计扩展工况缓解措施。     

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热（DCH）是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法（ROAAM）,利用双隔间平衡（TCE）模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明：熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。     

世界核电的发展得益于标准化的推动

在世界核电发展的历程中,标准化工作一直贯穿始终,发挥着重要的作用.各国,尤其是核电发达国家,都很重视标准化工作.     

三代核电机组一回路钝化加氢工艺问题研究及改进应用

三代核电机组在热态功能试验（简称热试）期间需执行加氢钝化,以改善一回路表面钝化效果。国内某三代核电机组首次执行一回路加氢时速率较慢,导致一回路氢气测量值无法在预计时间内达到钝化开始时的限值。我们结合现场实际情况,分析了问题的相关环节,并在满足系统正常运行要求和工业安全要求的前提下,针对影响因素进行处理和优化,合理改进原有加氢方案,保证热试期间一回路的加氢速率,节约热试工期,对后续三代核电、“华龙一号”机组的建设有参考意义。     

我国三代核电AP1000堆型模块及CV制造工厂建成

据国家原子能机构网报，2008年5月30日，第三代核电AP1000堆型模块及CV（钢制安全壳）专业制造公司——山东核电设备制造有限公司在山东省海阳市举行仪式，宣告山东核电设备制造有限公司经过11个月的努力，按期实现模块制造工厂建成目标。该模块制造工厂的建成，是中国三代核电自主化依托项目建设的一个重要里程碑。工厂的按期建成，     

新能源中的核电发展

对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。     

结合电力行业标准化实际浅谈我国核电标准化建设

文章结合我国电力行业标准化建设的现状对我国核电标准化建设组识体系、核电标准体系总体构架、核电标准化建设规划工作等方面提出了建议,提出可以参考我国电力行业标准体系结构,设计层次清晰、结构协调的核电标准体系结构。我国自主的核电标准体系应体现在政府部门的统一领导下行业协调、专业覆盖、阶段覆盖的特点,实现国际先进经验和我国工业基础的有机结合。