AP1000吊篮筒体与下堆芯支承板焊接变形的研究

AP1000核电机组运用第三代非能动性核电技术,为当今世界最安全核电堆型之一。堆内构件是核岛主设备。吊篮简体与下堆芯支承板焊接后,下堆芯支承板上燃料销孔的位景精度出现了偏差,不符合设计要求。针对在制造中出现的偏差及偏差产生后进行的有限元分析,进行了模拟件的制造。本文通过对模拟件制造的分析,确定科学、合理的制造方案,在后续AP1000核电机组堆内构件的制造中得以运用。     

浅谈我国AP1000核电设备制造企业的知识产权管理

本文从AP1000技术转让的特点,履行知识产权管理工作责任,建立适合AP1000核电设备制造企业的知识产权保护网,以及制定公司知识产权发展规划、建立知识产权管理体系等三个方面,为AP1000核电设备制造企业尽快提高行业知识产权管理水平提出了建议。     

一体化堆顶组件中轴流式通风机后导流器的制造工艺

后导流器是核电、工业领域轴流式通风机的重要零部件,由后静叶和内筒组成.针对机翼型后静叶通常制造工艺存在的问题,本文将其常规加工设备改为数控加工,采用低合金结构钢模压成型、压力面与吸力面精加工的制作方法,并设计和制造相应的工艺装备、解决加工中定位装夹等问题.     

松软场地上桩筏基础AP1000核岛结构的三维非线性地震反应特性

松软场地上核岛结构的地震安全正成为一个挑战性的重大工程问题。选取代表性的近场强震、中远场强震和远场大震记录作为基岩地震动,考虑场地工程地质特性、土体非线性和人工边界条件,对松软场地-桩筏基础-AP1000核岛结构三维体系进行非线性地震反应分析,结果表明:核岛结构谱加速度的卓越周期与基岩地震动的基本相同,对与核岛主体结构基本频率相近的地震动分量的反应更为强烈,冷却系统水箱“晃动水”的地震反应对核岛结构的影响类似于鞭梢效应;核岛结构的峰值加速度放大系数随结构高度增大,近场和远场强震作用时,该放大效应主要取决于核岛结构自身特性及基岩地震动经土层到核岛底部的传播;核岛结构相对其底部的峰值相对位移随结构高度增大,且远场大震作用时的反应更为强烈;随基岩峰值加速度的增大,核岛结构的峰值加速度放大效应减弱、峰值相对位移反应增大。地基柔性及土-结构相互作用的耦合效应对输入地震动具有高频过滤、低频放大效应,从而使核岛结构下部的峰值加速度显著放大、中上部的峰值加速度显著减小。     

转轨绿色与清洁——第三代核电技术的路线选择——AP1000简化了电站结构，采用了模块式建造技术

西屋先进的非能动压水堆核电站AP1000（Advanced Passive PWR）是在AP600基础上开发的。AP1000是在成熟的压水堆核电站技术的基础上,在安全系统上最大程度采用了非能动的自然力（压缩空气、重力流、自然循环等）,简化了电站的结构,采用了模块式建造技术,提高了安全性、缩短了建造周期、降低了造价。