AP1000核电站技术性能浅析

由美国西屋公司研发的AP1000是一个两回路百万千瓦级的压水堆核电站,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。本文通过将AP1000核电站同第二代PWR核电站进行对比,简要介绍了AP1000核电站的设计特性和主要技术性能。     

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。     

COSINE软件包基于三代非能动压水堆低功率物理试验的确认与评估

基于三代非能动压水堆AP1000堆型的低功率物理试验结果,对COSINE软件包核设计软件的计算功能及计算精度进行确认与评估。从低功率物理试验的控制棒价值、所有棒组全提（ARO）工况末端硼浓度、ARO工况等温温度系数对比结果可以看出,COSINE软件包核设计软件计算结果与AP1000堆型低功率物理试验中的各项实测数据符合较好,均满足工程设计要求,计算精度良好。      

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。     

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.     

核电机组堆内构件螺栓断裂事故分析与改进研究

介绍了阳江核电站堆内构件二次支承与仪表套管组件螺栓断裂脱落事故,以及由螺栓脱落事故导致的对一回路主设备造成的损伤。从设计、制造、安装和运行等各方面,排查、分析了螺栓断裂产生的原因。根据原因分析结果,提出了相应的改进措施。这些改进措施,对于后续M310堆型核电站以及包括"华龙一号"、欧洲先进压水堆EPR以及AP1000为代表的三代核电站的现场安装和焊接,都具有重要的参考和借鉴意义。     

AP1000反应堆——核能复兴方案

AP1000是一种二环路、1150MWe的压水堆；它具有提高电站建造、运行和维修性能的非能动安全阳广泛的电站简化特点：APl000设计直接源自于AP600——一种二环路、600MWe的压水堆．AP600采用已验证的技术，在30多年压水堆运行经验的基础上建造。1998年9月，美国核管会批准了AP600的最终没计；1999年12月颁发了设计资格证书．AP600满足电力研究所(EPRI)的先进轻水堆用户要求，包括成本目标，随后的高水平评审也表明与欧洲用白要求文件达到广泛的一致。尽管AP600是准备应用的成本．效益最好的电站，但是它仍然比需要在目前美国和欧洲竞争的1000美元/kWe的基础价更昂贵。为了提供成本一竞争的核电站，西屋公司研究了将AP600的功率提高到至少1150MWe．而保持其原有的设计布局，使用已经验证的设备和取证基础。最近．西屋公司与英国能源公司已经合作完成了一项研究，评定将AP1000反直堆作为建造在英国的新核电站的一个方案。     

AP1000依托项目不符合项管理模式及创新

不符合项管理是HAF003及ASME NQA-1的核心要素之一.从法规、标准及合同的要求着眼,详细阐述了AP1000(非能动先进压水堆,即第三代核电技术)首台依托项目不符合项管理的独有特点、不符合项管理的模式、存在的问题及所采取的对策、取得的成果等.另外,针对AP1000首堆NCR(Nonconformance Rep...     

CAP1400核电站非能动安全系统试验验证

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。CAP1400配置了三道非能动安全系统:非能动堆芯冷却系统(PXS)、非能动安全壳冷却系统(PCS)和熔融物对内滞留(IVR)。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理与之有着本质区别,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异,且CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对各道非能动安全系统开展试验验证。为此,针对CAP1400的PXS、PCS和IVR的试验验证,设计并建造了包含2个大型整体及5个单项的试验台架,开展了广泛的试验研究。本文对CAP1400非能动系统总体试验情况,整体及关键单项台架的主要技术创新特点,代表性的试验结果进行了介绍。相比原有AP600/1000开展的非能动系统试验,这些台架在试验参数范围、模拟相似性等方面均有提升。通过试验结果及分析,研究了非能系统的事故响应特性及关键物理现象,改进了相关关联式或扩宽了其适用范围,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。     

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项.     

浅析AP1000放射性气体废物系统的先进性

第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高.但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念.通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性.     

对AP1000核电厂简化应急计划的探讨

本文介绍了AP1000核电厂的非能动安全系统设计特性和美国核管理委员会对先进轻水堆简化应急计划的见解。针对AP1000的事故预防和缓解的主要特点,对其场外应急计划的简化问题进行探讨,提出了简化应急计划需要关注的三个主要问题：（1）缓解应急响应的紧迫性,（2）适当缩小应急计划区,（3）修订场外应急防护措施。     

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.     

AP1000依托项目的质量管理特点

AP1000电站属于目前尚无建设经验的先进的第三代压水堆核电机组,具有一些不同于第二代核电机组的全新的设计理念.文章归纳了我国AP1000依托项目在质量管理要求方面的特点.     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。     

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明：自动卸压系统（ADS1～4）的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。     

三门核电建设工程项目管理特点

介绍了三门核电建设工程管理模式所具有的一些独特特点、各参与单位间复杂的合同关系,及在此基础上形成的特殊的项目管理模式,并追溯分析其由来和利弊。     

Overall mechanical properties of fiber-reinforced metal matrix composites for fusion applications

The high-temperature strength and creep properties are among the crucial criteria for the structural materials of plasma facing components (PFC) of fusion reactors, as they will be subjected to severe thermal stresses. The fiber-reinforced metal matrix composites are a potential heat sink material for the PFC application, since the combination of different material properties can lead to versatile performances. In this article, the overall mechanical properties of two model composites based on theoretical predictions are presented. The matrix materials considered were a precipitation hardened CuCrZr alloy and reduced activation martensitic steel `Eurofer'. Continuous SiC fibers were used for the reinforcement. The results demonstrate that yield stress, ultimate tensile strength, work hardening rate and creep resistance could be extensively improved by the fiber reinforcement up to fiber content of 40 vol.%. The influence of the residual stresses on the plastic behavior of the composites is also discussed.