AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计分析及对策

结合三门核电厂工程实践,从检修通道、操作空间及设备安装要求等方面对 AP1000核电厂非核级直流和UPS设备布置设计进行分析,指出了 AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计存在的不足,针对在建和后续新建 AP1000核电厂中非核级直流和 UPS设备布置提出改进对策,为 AP1000核电厂建设积累经验。     

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.     

AP1000核电厂时钟系统设计改进研究

为了研究AP1000核电厂时钟系统的全厂设计方案改进的必要性和具体方法,文章通过分析AP1000核电厂时钟系统设计方案现状,分别从异地冗余备份、组网层次、运行维护、供电优化、故障报警等方面探讨时钟系统设计改进方案。通过多方面研究,探索出一套改进时钟系统的有效方法,确保了AP1000全厂时钟系统的稳定性和可靠性,对于在建AP1000核电厂时钟系统改进和新建核电厂的时钟系统设计有良好的指导意义。     

非能动技术对核电厂概率风险评价结果的影响

AP1000核电厂以非能动技术而成为第三代核电厂的典型代表。本文主要介绍AP1000核电厂的非能动系统，并从概率风险评价（PRA）的角度，通过纵向和横向的对比，分析了非能动技术应用对AP1000核电厂的堆芯损伤频率（CDF）和大量放射性释放频率（LRF）的影响。     

AP1000核电厂调度自动化系统研究

研究AP1000核电厂调度自动化系统的配置和功能,提出组网方案.该系统自动化水平较高,基本可实现无人值守,可为后续电厂尤其采用AP1000堆型的三代核电厂构建电厂调度自动化系统提供参考.     

内陆AP1000核电厂放射性废液处理系统设计改进

为适应国家对核电厂放射性流出物排放的新要求,在分析AP1000反应堆放射性废液来源与特性的基础上,确定了内陆AP1000核电厂废液处理系统的改进原则.在对比不同改进工艺的优缺点后,提出采用化学絮凝,增设离子交换床和使用大孔树脂等手段对废液处理系统进行改进的方案,并对改进方案进行了性能验证.试验实例表明,改进后的废液处理系统能够满足内陆AP1000核电厂放射性废液排放的需求.     

适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型

以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态模型与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。结果表明,基于上述核电厂模型得到的仿真结果与基于核电厂专用仿真软件PCTRAN得到的仿真结果基本一致,验证了所建立AP1000核电厂模型有效性,该模型具有较高的仿真效率,可用于AP1000核电厂接入电网的稳定计算和分析;在电力系统中长期稳定分析中,应该考虑核电厂主蒸汽压力变化对汽轮机机械功率输出的影响,为AP1000核电厂接入电网的稳定分析奠定了基础。     

西屋公司的AP1000先进非能动型核电厂

介绍了西屋公司开发的AP1000先进非能动型压水堆的技术特点。AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录,安全系统设计充分利用自然驱动力,在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功能。非能动系统的使用使核电厂的设计比起传统的压水堆核电厂有显著的简化,简化不仅减少了设备部件的采购量,降低了相应的安装成本,缩短了施工工期,并使维修活动最小化。对于AP1000核电厂,设计简化的结果还包括可利用率的提高和所需员工数量的减少。     

AP1000核电厂蒸汽发生器排污系统在常规岛内的布置

介绍了AP1000核电厂蒸汽发生器排污系统的主要系统流程和系统功能,简述了该系统在常规岛内的主要布置要求和布置特点,可为设计人员熟悉本系统和进行布置设计提供一定的参考.     

稳步推进AP1000核电厂标准设计

自国家发改委明确我国内陆核电厂址建设AP1000堆型以来,国家核电加大了AP1000核电厂标准设计的推进力度。国家核电把建成首批内陆AP1000核电厂作为我国消化吸收三代先进核电AP1000技术的重要标志之一。为推进AP1000后续项目的前期工作,国家核电上海核工程研究设计院在核电厂安全审评准备、核电法规标准对比分析、初步设计推进等三方面扎实开展工作。     

核电厂控制系统与常规岛工艺系统的设计接口

结合某在建核电厂的工程实例,对AP1000核电厂仪控系统设计中核电厂控制系统(PLS)与常规岛/电厂配套设施(CI/BOP)工艺系统间存在的设计接口主要内容以及设计接口管理的主要方式进行了描述,包括PLS设计方接口要求、CI/BOP设计接口数据、设计接口的控制和管理,提出了对设计接口管理的建议。     

AP1000核电厂RNS系统可用性对降低DEDVI事故导致的堆芯损伤频率的影响

本文描述了AP1000核电厂正常余热排出系统（RNS）的设计和功能,通过安注直接注入管双端断裂（DEDVI）事件树分析,研究RNs可用性对降低DEDVI事故导致的核电厂堆芯损伤频率的影响,并初步探讨~-RNS的设计改进,以使该系统在DEDVI事故下具有较高的可用性。     

电力科技信息

<正>中国已具备建设第三代AP1000核电厂技术条件中国采用第三代AP1000核电技术建设的首批内陆核电站零标准设计的初步设计和安全分析报告已圆满完成,这标志着中国已在技术上具备了批量建设AP1000核电厂的条件。     

AP1000核电厂中压厂用电源切换设计及优化

介绍了AP1000核电厂的电气系统及中压厂用电源切换的设计特点,对核电、常规火电的厂用电切换设计进行了差异比较,分析了AP1000核电在非正常运行方式下的中压厂用电源切换特点及设计优化过程。通过设计优化,取消了辅助锅炉运行闭锁厂用电快切,并提出了相关建议,为后续AP1000工程提供参考。     

三门AP1000核电厂的发电机氢气密封油系统

三门核电厂作为三代压水堆AP1000首堆所在，不仅安全性能卓越，常规岛的设计同样处于世界领先水平。其发电机氢气密封油系统由日本三菱公司设计，由于系统采用了真空处理单元，与目前国内绝大多数电厂的密封油系统相比有着显著的优势。本文从工艺流程角度介绍了三门核电厂氢气密封油系统的特点。     

AP1000核电厂电缆通道设计与路径优化探讨

介绍AP1000核电厂电缆通道功能和主要形式,提出了电缆通道设计的要求,包括电缆桥架和导管的设计,并对电缆路径优化方法进行了探讨。     

非能动堆芯冷却系统缓解小破口失水事故的特点分析

本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的设计及其运行机制,以及在缓解小破口失水事故（SBLOCA）中的系统响应,并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统（ECCS）缓解SBLOCA的过程进行比较,给出PXS缓解SBLOCA的特点。     

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抗震裕度评价初步研究

2007年7月日本柏琦刈羽核电厂由于地震引发的放射性泄漏事故震惊核工业界，我国的相关部门发出文件要求国内核电厂进行系统及设备的抗震评价。鉴于以上背景并借三代核电技术引进之机，作者对AP1000的抗震裕度评价方法进行了初步研究，并在Risk Spectrum程序上建立了事件树和故障树模型对AP1000抗震裕度进行了校算。通过该研究，实践了核电厂抗震裕度评价的过程，并找到了开展抗震裕度评价的一种实用方法？为更深入地开展AP1000的抗震裕度研究和地震PSA研究积累了经验。     

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。