AP1000机组钢制安全壳模块化建造实践的设计与安装优化

"模块化建造"是AP1000核电技术提出的重要理念,可以有效缩短建设工期.在AP1000依托项目钢制安全壳的建造过程中,受设计、制造、施工进度等各方面的影响,部分施工在核岛完成,对安全、质量、进度均产生了一定程度的影响.文章根据依托项目钢制安全壳的建造实践,从设计、车间预制及现场安装三个方面总结优化建议,提高模块化建造...     

AP1000钢制安全壳SIT试验良好实践经验反馈

钢制安全壳作为压水堆核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障,需要在建造完成后进行结构完整性试验SIT,是验证钢制安全壳的结构合格与否的关键性试验,确保其在核电厂运行工况下没有结构变形或相关缺陷的存在,评价安全壳的结构完整性。本文对AP1000核电机组钢制安全壳的SIT试验过程中良好经验反馈进行了总结,为后续CAP1000和CAP1400项目钢制安全壳的SIT试验的实施提供参考和借鉴。     

华龙一号海外首堆穹顶安装质量控制

华龙一号安全壳穹顶钢衬里作为反应堆厂房顶部的钢衬里顶盖部分,穹顶拼装场地防沉降措施、支墩精细的标高测量控制及拼装过程的焊接变形质量控制为穹顶顺利吊装就位提供最有利的质量保障。文章从穹顶拼装场地、穹顶拼装质量控制及穹顶吊装三方面,对卡拉奇核电K2项目穹顶安装过程的质量控制进行技术总结,为后续穹顶安装质量控制提供了重要借鉴。     

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。     

华龙一号钢衬里底板安装焊接质量控制

安全壳是核电站防泄漏的最后一道安全屏障,钢衬里是安全壳的重要组成部分,底板又属于钢衬里的重要组成部分,在核电站运行过程中起着极其重要的密封防泄漏的作用.文章从人、机、料、法、环五方面进行事前质量控制,重点提出了对底板安装焊接过程的技术性措施,以及严把焊后无损检测质量关等质量控制方法,从而保证底板安装焊接质量,为核电站的...     

熔化极气体保护自动焊工艺在核电站钢制安全壳中的应用

简要介绍了熔化极气体保护自动焊（GMAW）的工艺应用现状、国家核安全法规对工艺应用要求;从钢制安全壳设计单位支持、焊接坡口形式及尺寸确定、焊接工艺参数匹配、坡口组对和背面清根等方面分析了GMAW自动焊工艺应用的难点;并从焊接方法、设备、材料选择和焊接工艺匹配性试验以及焊接工艺评定等方面介绍了工艺应用前的准备工作;最后介绍了GMAW自动焊工艺应用的要求和实施结果。应用结果表明:GMAW自动焊工艺在核电站钢制安全壳焊接是可行的。      

不同国家对核电厂安全壳结构完整性试验要求综述分析

文章结合国内外主要国家对压水堆核电厂安全壳结构完整性试验的基本规定,分别对钢制安全壳和预应力混凝土安全壳结构完整性试验的试验次数及间隔、试验压力、加压卸压速率、加压分级、保压时间、验收准则等方面进行了介绍,指出了各国法规和标准规定的不同之处,并结合某项目的实际打压试验情况,给出了安全壳进行结构完整性试验的建议。     

AP1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响

AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。     

CEPR反应堆厂房双层安全壳施工

反应堆厂房采用双层安全壳是地3代中国先进压水堆(CEPR)三代核电提高安全性的重要举措之一,其结构设计复杂,因此建设中的质量和进度控制尤为关键。如何合理高效地组织施工,对于三代核电建设自主化、提高经济性均具有重要的意义。在充分吸取国内外类似项目经验的基础上,台山核电一期工程采取钢衬里设计优化及模块化施工、先施工内安全壳后施工外安全壳等举措取得了良好的效果。1号机组在24个月内就实现了从筏基第一罐砼(即混凝土)到穹顶吊装,质量和进度均优于类似项目。本文对此进行了总结并提出改进建议,可供后续类似项目建设参考。     

AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍,总结了试验的难点与重点,通过对试验数据结果进行分析,说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态,此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。