从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程

在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。     

AP1000核电厂设备鉴定概述

设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,并基于AP1000设备鉴定的经验,对后续核电国产化设备鉴定提出了建议。     

中国核电项目应用美国核电质保法规和标准的探讨

分析归纳中美二国所采用的核电质保法规和标准的异同,并结合中国从美国引入的AP1000国产化依托项目的质保实践,探讨如何在实施中国核安全法规的本土核电项目中纳入美国核电质保法规和标准的要求.     

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。     

核电机组220kV安全电源设计

安全电源的设计是核电前期工作必须优先考虑的内容之一,文章针对漳州核电厂址的自身特点和AP1000核电机组的技术要求,通过理论分析和模型计算,确定了漳州核电220 kV安全电源的设计容量和最优接入方案,论述了漳州核电AP1000机组220 kV安全电源设计方案在可靠性、安全性方面满足AP1000核电机组厂用电和安全电源的功能要求。     

国内特别报道

正01全球首堆AP1000在役检查技术成功应用我国自主创新研发的AP1000系列化役前和在役检查技术,在AP1000全球首堆——三门核电站1号机组成功应用,这为今后我国核电运维技术服务"走出去"奠定了坚实的基础。(摘编自中国核电信息网2017年1月4日报道)02示范快堆一回路主泵研发进入试验验证阶段     

DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式.分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点.给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围.     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

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。     

AP1000蒸汽发生器环焊缝局部热处理防DING分析及监造措施

AP1000蒸汽发生器(SG)的环焊缝局部热处理防永久变形(DING)技术是有别于二代核电SG焊缝局部热处理的一项新工艺,文章从DING产生的原因、影响因素、工艺预防措施进行简单介绍,提出在质量监督过程中需要关注的重要检查点。     

国家核电技术公司

正国家核电技术公司(简称国家核电)于2007年5月22日成立,是国有重点骨干企业之一。根据《国务院关于组建国家核电技术有限公司的有关问题的批复》(国函(2007)35号)的要求,国家核电是受让第三代先进核电技术,实施相关工程设计和项目管理,通过消化吸收再创新形成中国核电技术品牌的主体;是实现第三代核电技术AP1000引进、工程建设和自     

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。     

AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾.针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法.对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值.     

AP1000核电机组本土化研究进展

AP1000核电技术作为第三代核电技术代表之一,引入了安全系统非能动理念,在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施,大大降低了发生人因错误的可能性,进一步提高了核电厂的安全性,同时也会降低核电机组建设和运营的成本。针对我国AP1000核电机组本土化研究进展,本刊专访了核电专家欧阳予院士。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。     

世界首台AP1000主泵成功完成最终耐久试验

【人民网2012年4月17日报道】美国匹兹堡当地时间2012年4月16日,中国国家核电技术公司(SNPTC)和美国西屋公司(Westinghouse)、柯蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)宣布首台AP1000主泵成功完成了最后耐久试验,标志着AP1000所有核岛主设备的试验已结束。这台主泵由柯蒂斯怀特公司所属EMD工厂成功研制,将用于中国第三代核电自主化依托项目的首台机组(也是世界首台AP1000机组)——三门1号机组。三门1号机组前两台主泵预计在2012年5月发运。西屋运营总裁RicPerez说:"目前所有主设备制造和试验的完成给项目和客户以坚定的信心。主泵将支持AP1000核电机组安全     

AP1000文件编码在核电前期工程中的应用

AP1000核电厂文件编码是一项基于信息分类和编码理论的设计管理技术.简要描述了AP1000文件编码的规则和应用范围,分析了它在核电前期工程应用领域中的局限性,通过分析它在核电前期工程中的主要工作,提出了文件编码在核电前期工程应用的解决方案,并给出了文件编码示例.     

美国核管会向西屋公司AP1000发放最终设计批准书

【日本《原子能产业新闻》2004年9月24日报道】美国核管会(NRC)于9月15日向西屋公司(Westinghouse)的AP1000发放了最终设计批准书(FDA),有效期为5年。Westinghouse第二套AP1000及其后续机组的建造费用为1000～1200美元/kW,工期约为3年。Westinghouse拟将这种堆型卖给中国等正在谋求大力发展核电的国家。AP1000的功率为1090MW,是已获得NRC认可的600MW级AP600的升级版。AP1000的二回路具有蒸汽发生器,设计寿命为60年。Westinghouse于2000年4月向NRC提出了FDA申请,AP1000是继先进沸水堆(ABWR)、System80+、APR600之后第四个…     

AP1000核电厂乏燃料贮存安全性分析

福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计,通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题,保障了乏燃料组件贮存的安全性。     

EPC模式下AP1000核电工程合同定价机制分析

文章阐述了核电工程建设模式、已建核电厂造价中存在的问题,结合以往核电工程定价实践,旨在对EPC模式下AP1000核电工程定价机制进行探讨,提出EPC模式下AP1000核电工程应遵循市场规律,以责、权、利相结合为原则,总承包合同价格实行部分分项价格固定、总价可调的定价机制,以期对后续AP1000核电工程建设有一定的借鉴和参考价值。