AP1000核电站主要电气系统设计特征

以AP1000为代表的第三代核电机组由于采用了非能动的安全设计理念,其电气系统的设计具有与第二代核电机组完全不同的特征。通过对AP1000核电机组主要电气系统的设计进行分析,指出其主要设计特征及设计要点,为第三代核电机组设计自主化提供参考。     

AP1000与大亚湾核电站蒸汽发生器的对比与分析

通过对AP1000蒸汽发生器和大亚湾核电站蒸汽发生器进行对比,从结构、运行参数和工作性能方面分析了两系统之间的差异。指出了AP1000蒸汽发生器在结构上有既高且细的特点,U型管排列呈三角形,蒸汽发生器连接两个冷却剂泵。在运行参数上表现出换热面积大的特点,从而产生的热应力小。在工作性能上体现出U形管换热性能强,振动性能优良的特点,能够满足高功率核电站设备要求。但就泵与蒸汽发生器连接方式的性能,还需进一步研究。     

AP1000核电站应用空冷技术的可行性探讨

核电站采用低参数蒸汽,其用水量比常规火电厂大很多。介绍了AP1000核电站的工作流程,从寿命、价格、能耗、占地等多方面对直接空冷(空冷凝汽器)、间接空冷(铝管铝翅片)、间接空冷(钢管钢翅片)3种空冷系统在AP1000核电站中的应用进行了对比,并对AP1000核电站应用空冷技术进行了可行性探讨。     

AP1000核电站常规岛高能管道断裂分析

AP1000 核电站常规岛设计必须考虑高能管道断裂的影响。利用应力分析方法和特定位置法对管道断裂位置判定进行了分析;采用流体力学的方法对主蒸汽和主给水管道断裂荷载进行了计算;利用经验公式,结合管道断裂后的几何特性,对AP1000 核电站常规岛主蒸汽管道断裂后端部不受约束和端部受约束两种情况下的主要喷射几何尺寸进行了计算。通过计算,得出了主蒸汽管道断裂后的荷载和主要喷射几何特性。通过计算分析得出结论,常规岛高能管道断裂后荷载和喷射影响范围很大,可以作为高能管道断裂防护设计的依据。     

AP1000核电技术专业英语翻译技巧探讨

近年来,越来越多的学者开始关注科技英语翻译的研究,各专业领域已形成了本专业特有的翻译理论和方法。随着AP1000技术率先在三门核电项目中引入到中国,AP1000核电技术专业英语翻译将成为科技翻译研究的新焦点。分析了AP1000核电英语翻译的特点,探讨了翻译技巧,以期对翻译工作起到一定的指导作用,从而为AP1000核电项目的建设提供支持和帮助。     

AP1000核电机组设备现状及国产化分析

AP1000机组作为三代核电机组,于2006年引入中国,经历了10年的努力,2016年,以首台机组完成热试为标志,基本实现从设计到工程的应用。基于“十三五”发展清洁能源与制造业的国家策略,系统性的论述了AP1000机组的关键设备国产化情况,分析了各类设备国产化过程中遇到的问题和后续需要继续攻关的方向,为后续AP1000机组及其升级后的系列机组设备国产化产业链的完善提供支持。     

AP1000核电厂设备监造分级分析

分析了影响核电厂设备监造分级应用的主要因素,总结了核电厂设备监造分级的基本方法,根据AP1000核电厂安全系统、设备分级体系的特点,对AP1000核电厂设备监造活动分级进行了深入的研究,提出了我国AP1000核电厂设备监造分级的有效方法,并应用于国内某一AP1000核电项目上.     

简化的 AP1000稳压器水位控制模型

为了简化AP1000稳压器的控制系统,基于两区平衡态模型,通过简化计算及现场仿真机运行数据,建立了核电机组稳压器水位动态特性数学模型,对模型进行了上充阀水流量扰动仿真试验,并与某核电机组仿真机的仿真结果进行了比较,验证了模型的准确性。     

第3代核电技术AP1000核岛技术分析

第3代核电技术是当今国际上核电发展的主流。AP1000作为其中的代表具有诸多鲜明的特点,主要体现在进一步加强事故预防和缓解的能力,提高核电厂安全性等方面。特别是AP1000采用了大量非能动安全措施,减少了事故情况下人员干预操作的频率,同时也为事故处理提供了较长的应急处理时间。文中简要介绍了第3代核技术,并详细分析了AP1000的非能动安全要点。     

AP1000核电机组蒸汽发生器的安装

与以往的核电机组设计不同,第三代压水堆AP1000核电机组蒸汽发生器的结构和支撑设计比较独特,这决定了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺将与已建核电机组蒸汽发生器的安装有所不同。 介绍了AP1000机组蒸汽发生器的支撑结构及其安装特点,提出了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺。     

AP1000主给水泵组的设计选型分析

对第三代先进型压水堆AP1000首堆工程主给水泵组的设计选型进行了分析,对选择一回路最佳估算流量下的接口参数作为二回路主给水泵组的设计输入进行了论述,阐述了主给水泵组的流量、扬程、电机功率等性能参数的设计选择过程,供后续AP1000堆型二回路主给水泵组的设计选型借鉴和参考.     

某AP1000核电厂循环水泵房方案结构方案研究

由于核电的循环水量较火电大,泵房的体积也更大,尤其是AP1000堆型中的循环水泵房尚无运行经验,而泵房结构的不规则、大体积等给设计带来许多新问题.某AP1000核电机组的循环水泵房,参照国内外百万兆瓦机组循环水泵房的结构布置及相关规范要求,对不同工况组合进行整体数值分析,提出了循环水泵房的分缝方案及温度控制措施,同时提...     

Wi—Fi无线电话系统在AP1000核电站中的应用

文章结合APl000的技术路线阐述了第三代核电建设无线电话系统的必要性,通过对当前无线通信技术进行对比,总结出Wi—Fi无线通信技术在核电站中应用的优势,简要介绍了第三代核电中Wi-Fi无线电话系统的构架思路及系统结构,最后详细解析了Wi-Fi无线电话系统中各个组件模块功能及自动定位功能。     

浅谈AP1000核电厂的总平面布置与模块化施工关系

文章对AP1000核电厂布置中关于模块化施工要考虑的几个因素进行了分析,为AP1000的总平面设计提供了思路和借鉴。     

AP1000和EPR仪控系统简介与对比

对核电技术AP1000和EPR仪控系统在功能分层、安全分级、结构3个方面进行了介绍及简单对比.     

AP1000蒸汽发生器换热面积计算探讨

介绍了立式自然循环蒸汽发生器U形管换热面积计算方法。按AP1000蒸汽发生器的设计输入要求,根据此方法对AP1000蒸汽发生器进行了换热面积的计算,并将计算结果与国外公司对AP1000蒸汽发生器传热面积的设计结果进行了比较。     

Common Q在AP1000 PAMS中的应用

简要介绍当代世界三代PWR AP10001E级数字化平台Common Q的软硬件,利用该平台构建AP1000事故后监视系统,为AP1000 1E级数字化平台设计、成套、调试提供参考。     

AP1000核电技术对不同地基条件的适宜性分析

《本文首先论述了在非基岩地基上建造核电厂需重点关注的岩土工程问题,并详细剖析了AP1000标准设计中的6种地基条件,其中包括岩土工程参数、基岩埋深和地下水位等特征,并结合AP1000其它设计特征参数,提出在我国建造AP1000核电技术的可能非基岩区段,以增加后续核电选址范围和核电厂址的资源储备。