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与CPR1000堆芯核测仪表差异分析

A P1000作为第3代核电技术的典型堆型,运用了很多先进的设计理念,简化了设计,减少了设备数量,提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量,从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异,通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点,为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便,同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。     

压水堆核电厂选址假想事故初步研究

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程,比较了基于RG 1.183和RG 1.195选址假想事故源项的计算假设,结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项,同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明:1)参照RG 1.183计算假设,AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1.25~3.25 h和0.7~2.7 h;2)无论参考RG 1.183还是RG1.195计算假设,CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000;3)无论是AP1000还是CPR1000,参照RG 1.183比RG 1.195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。     

压水堆核电厂消防设计比较分析

分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。     

CPR1000、AP1000棒位指示和监测系统浅析

本文介绍了CPR1000和AP1000反应堆控制棒位指示和监测系统的组成、功能及探测原理,并对两者的特点进行了初步对比和分析.分析结果表明,AP1000的棒位指示和监测系统与CPR1000的运行模式和功能类似,由于AP1000的棒位指示和监测系统引入了冗余设计、数据通讯技术等设计理念,提高了可靠性,显著减少了安全壳电气贯穿件数量,具有优于CPR1000的独特性.     

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.     

核电厂土建与安装施工主力吊机选型与布置

核电厂土建与安装施工需要使用大型吊机完成各类大件设备的吊装,CPR1000、EPR、AP1000各种堆型现场布置不同,需吊装的大件设备也不尽相同。在项目施工前期,必须根据各种堆型特点选择不同吊装能力的大型吊机,规划合适的站位点和转移通道,方能保证项目土建与安装工作顺利开展。通过对CPR1000、EPR、AP1000各种堆型大件吊装需求进行分析,提出各堆型典型的土建与安装主力吊机选型与布置方案。     

三门核电标准辐射监测方案

综合美国电力研究协会和法国电力集团标准辐射测量方法, 结合AP1000核电机组的设计特点, 提出一个适合三门核电的标准辐射监测方案, 以此来监测三门核电AP1000机组辐射场的形成及变化, 并为机组辐射源项控制、材料选择、运行控制等提供基础数据。     

AP1000首堆核岛设计进度计划管理

基于美国先进非能动压水堆(AP1000)首堆进度管理特点,阐述在复杂合同关系下,围绕AP1000首次设计、主要设备首次制造,以及模块化施工等首堆设计特点中遇到的主要问题。结合三门核电工程建设实际情况,探讨和分析AP1000首堆核岛设计对计划管理带来的主要挑战和困难,采取了一系列有效的应对措施,最大程度降低首堆设计对进度的影响,并结合三门核电建设经验和教训,提出了后续AP1000核电进度管理的建议。     

国内外大型先进三代压水堆设计分析

围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号,包括美国AP1000堆型、法国EPR堆型、俄罗斯VVER-1200堆型、中国"华龙一号"(HPR1000)和"国和一号"(CAP1400),开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究,简要分析国内压水堆设计分析方面存在的不足和建议措施,为后续这些方面的重点发展和研究提供方向性的参考,早日实现从核电大国向核电强国的跨越发展。     

压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。     

CPR1000型核电机组厂房辐射监测系统

简要介绍CPR1000型核电机组的厂房辐射监测系统的功能、组成及结构,根据辐射监测通道的测量方式、测量对象与目的的不同对系统的下属辐射监测通道进行了分类介绍。     

示范快堆核电站区域辐射监测系统设计方案分析

介绍了我国首座自主研发的示范快堆核电站区域辐射监测系统的初步设计,并与中国实验快堆及典型压水堆核电站区域辐射监测系统设计进行了对比,为施工设计提供理论依据。        

某核电机组1000MW汽水分离器再沸器新型波纹板的研制

一种新型的结构复杂的特殊型式的波纹板己研发成功,并己应用于某核电厂1000MW汽水分离器再沸器,这是国内具有同类功能的最新型装置。该装置原设计用于CAP1000堆型常规岛的气液分离,因这是具有独特而先进且有广泛应用前景的汽液分离装置,目前已经陆续推荐为国内其他堆型常规岛汽水分离用,包括CPR1000、AP1000以及具有自主知识产权的CAP1400和"华龙一号"堆型,具有重大的政治和经济意义。     

AP1000核岛主设备锻件性能提高对制造的影响

为了满足AP1000核电站设计寿命60年的需求,核岛设备蒸汽发生器锻件的强度和韧性要求比CPR1000核岛主设备都有所提高,加之尺寸增大,使得AP1000蒸汽发生器锻件的制造难度加大,对其变化认识不够,不仅锻件的产品质量不稳定,而且后序的焊接也可能出现质量问题,文章通过对比分析AP1000核电蒸汽发生器锻件与CPR1000锻件的变化,提出了采取措施的方向。     

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     

AP1000与VVER1000堆外核测系统设计理念分析

介绍了AP1000核电站堆外核测系统的设计理念和特性。针对AP1000与VVER1000两种堆型的堆外核测系统,在系统结构、仪表类型和量程范围等方面进行的差异进行了分析。     

核电厂离堆放射性废物处理方案浅析

根据核电厂对处理后"废物体积最小化"的原则,核电厂离堆废物处理方案在核电厂群堆建设和专业化运营模式下已经具有很大的应用潜力。通过AP1000核电机组离堆放射性废物处理方案与CPR1000处理方案的比较,对在当前群堆建设模式下实现合理可行的核电厂离堆放射性废物处理方案进行探讨,给出了核电厂离堆放射性废物处理优化方案。