世界首套第三代核电AP1000主管道成功研制

由中国第二重型机械集团公司自主研发、生产的具有完全知识产权的世界首套第三代核电技术AP1000主管道制造成功,标志着中国摆脱了三代核电站关键装备对国外的依赖,同时也为中国第三代核电站的建设铺平了道路。     

接触件尺寸公差对其小型化影响的研究

文章通过引入悬臂梁模型讨论了接触件小型化设计中接触尺寸和公差对主要机械参数接触力的影响,并得出了厚度公差是接触件小型化的关键的结论。     

AP1000核电设备鉴定试验探讨

介绍了AP1000核电厂安全级设备鉴定的基本过程和鉴定试验序列,对热老化、辐照、抗震、设计基准事故模拟等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了讨论,指出了AP1000核电设备鉴定对试验设施条件、试验方法标准、实践经验等方面的新要求和新挑战。     

国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究

在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿?/?或?/?相界产生分支。     

基于机器视觉的波纹补偿器轴向尺寸检测方法

波纹补偿器是现代管路中进行补偿的关键部件,波纹补偿器通过自身弹性元件的有效伸缩变形来吸收管路中由热胀冷缩、压强过大等原因而产生尺寸变化的一种补偿装置,为实时检测工业管道中波纹补偿器轴向尺寸变化过大导致的故障状况。本文设计了一种基于机器视觉技术改进的边缘检测算子对波纹补偿器轴向尺寸进行检测,采用混合滤波代替高斯滤波过滤噪声,通过形态学处理对图像细化,最后使用OTSU算法实现待测物体和背景的分离。实验证明,机器视觉技术可以检测出波纹补偿器的轴向尺寸,该方法可以解决工业管道中波纹补偿器轴向尺寸难以实时检测的问题,同时检测设备安装方便、使用安全、精度也能达到预期指标。     

三点弯曲梁法研究砼双K断裂参数及其尺寸效应

本文采用三点弯曲梁试件利用在试验中测得的最大荷载Ｐｍａｘ及对应的裂缝口张开位移ＣＭＯＤｃ等参数,根据虚拟裂缝模型求得了砼裂缝亚临界扩展量Δａｃ、起裂断裂韧度Ｋ＾ｉｎｉＩＣ、失稳断裂韧度Ｋ＾ｕｎＩＣ（即双Ｋ断裂参数）及临界裂缝尖端张开位移ＣＴＯＤｃ。结果表明,砼双Ｋ断裂参数及ＣＴＯＤｃ均与试件尺寸无关,可以作为描述砼结构裂缝的起裂、稳定扩展及失稳断裂全过程的材料常数,而且试验方法简单,无需加卸载过程     

光纤尺寸检测系统中的电信号处理

论述了用光纤代替复杂的光学透镜组来实现光电在线尺寸检测的原理及实现方法，并详细讨论了有关的具体应用电路及信号的处理方法。由于信号的处理采用了微分法，使边缘分辨精度得以提高，同时采用单片机进行计算及显示，使整机的检测精度提高并实现了自动化，从而使本系统成为具有实用性的高精度在线尺寸动态检测系统。     

国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究EI北大核心CSCD

在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿?/?或?/?相界产生分支。     

AP1000核电站主要电气系统设计特征

以AP1000为代表的第三代核电机组由于采用了非能动的安全设计理念,其电气系统的设计具有与第二代核电机组完全不同的特征。通过对AP1000核电机组主要电气系统的设计进行分析,指出其主要设计特征及设计要点,为第三代核电机组设计自主化提供参考。     

AP1000核电厂低压电力电缆截面的选择方法

合理地选择电缆截面可提高配电系统安全性,减少事故隐患。结合AP1000核电工程实践,从电缆载流量、抗短路能力、电压损失、投资和运行的经济性等角度介绍了AP1000核电厂电力电缆截面选择的原则及有效方法,通过对载流量、敷设环境、电压降等因素计算分析后,得出不同敷设环境中针对不同负荷类型的电力电缆截面选择表,为后续核电工程设计与完善提供了借鉴。     

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。     

AP1000核电厂辅助电源与施工电源共建安全性探讨

AP1000核电厂220 kV辅助电源与施工电源采用共建的设计方案时,需考虑其安全性,以满足核安全相关法规和准则的需要。以辽宁徐大堡核电厂为例,采用定性分析的方法,对徐大堡核电厂辅助电源与施工电源采用共建方案进行了初步的安全分析,论证其可行性。     

AP1000核电厂厂外备用电源系统配置分析

先进非能动压水堆(1 000 MW advanced passive pressurized water reactor, AP1000)核电技术路线引入非能动安全系统的设计理念,简化了安全系统配置,对交流电源无安全级相关要求,厂用电接线更加简单,但厂外备用电源系统的高标准配置,导致电网配套的输变电容量、设备投资、运维成本的大幅增加。通过对法规标准、运行规程、功能需求、切换响应等方面的深入研究,从机组安全性、可用率、技术经济比选,最终得出示范项目的配置方案在技术经济上是合理的。建议根据核电厂对厂外备用电源的实际容量需求,合理申请配套输电线路容量,以减少工程投资。     

AP1000堆型核电厂220kV备用电源容量需求研究

AP1000堆型核电厂的220kV备用电源的容量应能满足机组在各种设计运行工况下的厂用负荷供电要求。根据AP1000堆型核电机组的6种标准设计运行工况,分析了单台机组可能需要的最大备用电源容量,进而提出2台及4台机组共用备用电源情况下的最大容量的估算方法。     

AP1000核电厂孤岛运行厂用电源同期切换研究

本文针对AP1000非能动核电机组孤岛运行工况,根据SEL-351型综合继电器特性,通过分析厂用电源切换过程中的技术难点,论证厂用电源检测同期参数切换方式的可行性,比较各种切换方式的优缺点,提出一种并联切换与快速切换相结合的厂用电源检同期切换方案。该方案兼具不失电与操作时间短的优点,为制定电厂孤岛运行厂用电源切换预案提供参考。     

AP1000核电厂二回路热循环冲洗方案

探讨了AP1000核电厂以凝结水泵作为动力源,单列加热器逐列投入的二回路热循环冲洗方案.通过热平衡计算分析,确定冲洗前辅助蒸汽的使用量;建立系统散热量计算数学模型,假设冲洗水温维持在60℃时,计算出小循环、大循环热冲洗阶段的总散热量,并与单台凝结水泵热功率进行了比较.计算结果表明,热冲洗过程中,不需要投入辅助蒸汽进行加热即可使冲洗水温稍高于60℃达到热平衡,此时系统总散热量和单台凝结水泵热功率相抵消.通过系统散热量的计算确定除氧器水箱温度变化趋势,给出避免凝汽器超温的措施.     

AP1000核电厂安全壳内电缆鉴定试验研究

安全壳内电缆对核电厂安全运行和安全停堆起着重要作用。介绍了AP1000核电厂安全壳内电缆鉴定的主要项目和方法,探讨了热老化试验、辐照老化试验、DBA试验、长期浸没试验等关键试验,分析了试验过程中面临的问题并给出了解决办法,为核电厂电缆鉴定试验以及完善国内相关规范标准提供参考。     

AP1000核电站应用空冷技术的可行性探讨

核电站采用低参数蒸汽,其用水量比常规火电厂大很多。介绍了AP1000核电站的工作流程,从寿命、价格、能耗、占地等多方面对直接空冷(空冷凝汽器)、间接空冷(铝管铝翅片)、间接空冷(钢管钢翅片)3种空冷系统在AP1000核电站中的应用进行了对比,并对AP1000核电站应用空冷技术进行了可行性探讨。