AP1000与EPR仪控系统平台对比分析

三代核电技术是目前在建机组安全性较高的技术,而仪控系统是核电站中重要系统之一。通过对AP1000和EPR仪控系统的平台总体结构、软硬件等方面进行分析并做了对比,比较了三代核电仪控系统平台的不同点,得出AP1000仪控系统平台更加安全、可靠。     

AP1000核电厂建安阶段设备保养探讨

分析了核电站建安阶段系统设备维护保养的必要性,介绍了三门核电建安阶段系统设备维护保养的组织方式,探讨了维护保养指导文件的编制及对维护保养实施与检查工作的管理,为后续AP1000核电站建造阶段系统设备的维护保养工作提供参考借鉴。     

首台AP1000三门核电站1号机组成功冷试

正世界首台AP1000核电机组——三门核电站1号机组于5月29日成功完成冷试,全面进入系统联调阶段.这标志着我国AP1000三代核电自主化依托项目取得重要突破.AP1000非能动压水堆核电技术,是我国从美国西屋公司引进消化吸收再创新的第三代核电技术,也是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术.国核工程有限公司是首批AP1000核电项目工程管理的主体单位,承担浙江三门、山东海阳的四台核电机组的建设管理任务.冷试     

核电常规岛除氧器制造质量控制浅析

核电除氧器是处于核电站常规岛二回路主给水系统的关键设备,除氧器的蒸汽由汽轮机第3级抽汽供给,设备布置在汽机房、蒸汽间及反应堆压力壳内。主要用于除去给水(或凝结水)中的溶解氧,溶解的氧气对热力设备和管道等都会产生腐蚀。本文以为某核电站制造的除氧器为例,阐述了对核电产品制造中各工序质量的控制,并就过程中易出现的质量问题提供了参考解决措施。     

AP1000安全壳的优越性分析

福岛事故后,公众对于核电厂的安全性更加关注。而反应堆安全壳作为核电站最后一道安全屏障,其主要功能是能够在反应堆正常运行期间及事故工况下包容壳内的放射性物质,以避免对周围环境及社会公众造成危害。主要介绍第三代核电站AP1000的安全壳系统,并通过与现有二代堆安全壳对比的方式来论述AP1000安全壳系统的优越性。     

AP1000核电汽轮机保护配置的探讨

汽轮机保护系统是汽轮机的重要组成部分,对汽轮机的安全稳定运行具有重要意义。对AP1000核电汽轮机保护系统的特点、配置进行了介绍,并对AP1000核电汽轮机保护系统配置的合理性进行了探讨。主要就汽轮机轴振保护、机械超速保护及主油箱低油位保护配置提出了优化建议,对AP1000核电汽轮机保护系统的完善具有一定的借鉴意义。     

核电站应急给水系统对蒸汽喷射泵的性能要求分析

针对采用蒸汽喷射泵的核电站应急给水系统,提出了简化的应急给水需求分析方法。根据AP1000核电厂的主要参数,对停堆过程中一回路冷却要求进行分析,得到机组维持热备用温度和冷却过程对蒸汽喷射泵的性能要求。结果表明:在停堆的不同阶段要求蒸汽喷射泵能适应变工况运行,因此设计中可以采用不同的蒸汽喷射泵配置形式,通过调节汽水参数以满足性能要求。     

百万kW级核电站设计完成

我国核电发展有望实现重大突破，国产百万kW级压水堆核电机组CNP1000初步设计方案日前顺利通过专家审查，专家组认为，CNP1000设计是完整、符合要求的，在性能上、经济上、安全上，都比我国内地现在运行的核电站水平高，达到了国际上第二代改进的水平。     

全球核电市场发展前景广阔

正据统计,全球运行中核电站数量达437座,在建与拟建核电站数量预计将进一步提高,各国就核电发展出台相应政策,核电申请与建设进程平稳正常发展。相比于第二代核电技术,第三代技术的非能动系统设计大大提高了核电站的安全系数,降低了运行风险;模块化妁设计进一步缩短了建设工期,提高了核电站的建设效率与速度。福岛事故4年后,充分夯实基础的中国核电建设已正式重启,规划至2020年并网装机58GW,在建达30GW。     

关于我国核电安全、高效发展与经济发展相均衡的探讨

我国核电经过约一年半的安检、评估、规划后,在核安全规划、核电安全规划和核电发展规划发布后,于2012年11月重新启动,建设安全、高效的核电产业是这次核电重启的战略与方针.核安全是核电的生命线,我国核电安全的具体目标是:每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率低于十万分之一,每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率低于百万分之一.我国建设了安全性更好的二代改进型及三代示范堆核电站,从二代到三代,安全性、技术先进性在不断提高.我国运行核电机组安全业绩良好,安全是有保障的.核电高效发展是核电站效率、规模和建设速度的问题,就是要高效能、高效用、高效益发展核电.1985～2011年,我国用26年时间只建成了15台核电机组,装机容量只占电力总装机容量的1.1％,发展速度并不快.为了满足日益增长的能源需求,今后仍应积极推进核电建设,规模、批量建设核电站.至2015年应建成核电装机容量40000MW,至2020年应建成核电60000～70000MW,在建机组保持在30000MW左右.我国核电站比投资在不断下降,容量因子、设备可用率在不断提高,核燃料燃耗在不断加深.核电高效发展本身也包括经济发展核电,要在“安全第一”的前提下,处理好安全、高效、经济之间的关系,均衡统一发展.     

内陆AP1000放射性废液处理工艺改进分析

为满足内陆核电厂放射性废液排放标准,在分析AP1000放射性废液来源和放射性废液处理系统的基础上,结合目前国内外成熟的放射性废液处理工艺,提出了“絮凝沉淀＋过滤＋CsTreat?＋离子交换”为主的处理工艺,并对改进工艺进行了可行性评价,该改进工艺可为内陆核电厂放射性废液处理系统设计提供借鉴。     

海阳核电一期2×1253MW机组主要热力系统设计特点

海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进.本文总体介绍了海阳核电(2×1 253 MW机组)的核岛主要系统构成,概况的描述了常规岛主要热力系统设置及主要设备配置方案,为后续的类似核电工程热力系统的设计提供参考.     

AP1000核电厂设备可靠性数据库开发及应用

  目的  设备可靠性数据在核电厂PSA、RCM、维修规则、可靠性保障大纲、风险指引管理等领域的重要价值,提出了开发AP1000设备可靠性数据库的必要性。  方法  对AP1000核电厂特定数据库开发过程中的一些重要问题,如独立失效的分析流程,设备和设备类的选取,可靠性参数估计方法,共因失效的分析方法和流程,核电厂特定数据以及通用数据收集和分析以及可靠性数据的应用等方面进行了探讨。  结果  提出了开发AP1000电站特定的设备可靠性数据库的技术路线。  结论  AP1000核电厂设备可靠性数据库的建立和应用,可以积累宝贵的核电厂特定运行、维修、失效、试验等数据,为核电厂运行PSA提供可靠性参数,为运行维修优化、安全管理等多个领域提供重要参考。     

基于SIMATIC S7-300 PLC的核电厂保护系统设计

核电厂保护系统对维护核电厂正常运行有着重要作用。本研究提出了基于SIMATIC S7-300 PLC(可编程自动控制器)的核电厂保护系统方案,详细介绍了保护系统的工作原理、结构、设计及该系统的应急设计和运行期间的故障检测。对于该系统的关键技术进行具体分析,其中针对核反应堆的检测温度存在非线性,采用模糊PID控制算法处理系统内的温度信号,实现了稳态调节,最后运用仿真软件对系统进行模拟测试。仿真结果表明:该核电厂保护系统在处理信号时具有循环周期短、处理速度高和指令集功能强大的特点,可以为核电厂24 h稳定安全运行提供保障。     

AP1000核电厂二回路热力系统离线性能计算软件开发

核电机组二回路热力系统是核电站热经济性的集中体现,对核电机组二回路热力系统进行热力性能计算与分析是核电机组设计和运行中的重要课题。以某典型AP1000机组为例,基于Eclipse开发平台,运用Java语言开发出AP1000核电机组二回路主要设备及系统的离线性能计算与分析软件。通过该软件不仅能够快速直接地完成案例机组在设计工况和变工况下详细的热力计算分析,还可对机组主要热力参数变化时各项性能指标的变化进行快速计算;同时还可建立案例机组的性能档案列表与参数变化图。     

近期核电厂抗震设计输入及AP1000核岛隔震的总体考虑

介绍了近期美国、日本和中国核电厂抗震设计地震动规范的现状和趋势,以上海核工程研究设计院开展的AP1000机型核岛基础隔震设计课题为例,分析了AP1000机型核岛基础隔震设计的必要性及总体概念设计内容,研究了美国核管会目前重点关注的核岛基础隔震设计内容以及上海核工程研究设计院的应对策略,研究成果为核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了重要的参考依据。     

CPR1000型核电厂辅助电源系统通流试验的方法研究

CPR1000型辅助电源系统（后续简称LGR系统）通流试验作为LGR系统的一个重要试验,对继电保护二次回路检查有重要作用.在阳江LGR系统通流试验中,采用了一种新的通流方法,将两台变压器并联,通过调节有载开关档位的方法使得两变压器间产生压差,从而在主回路中调节出满足通流试验电流大小的环流,完成通流试验.此方法相比常规的通流试验方法投入的人力和物力更少,操作更方便,效率更高,值得广泛应用于CPR1000核电项目的辅助变电站的通流试验.     

严重事故下内陆核电水资源安全应对措施

  [目的]  文章旨在论证严重事故下内陆核电厂具有可靠的水资源安全应对措施。  [方法]  通过对比内陆核电放射性废液处理结果与国家相关标准,分析了严重事故工况下内陆核电的放射性废液的处理措施,同时提出了进一步提高安全性和可靠性的措施—加强备用电源、备用水源和增加废液存贮水池。  [结果]  结果证明:严重事故下,通过安全壳包容、核岛厂房滞留、水池暂存三道外层的放射性物质隔离措施,能够将放射性物质在厂内进行“存贮、封堵和处理”。  [结论]  CAP1000内陆核电具有完善的严重事故预防和事故缓解措施,能够从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性,有能力在严重事故下确保水资源安全。     

CPR1000核电机组加热器系统炯损分布规律研究

热力学第二定律及热经济学结构理论构建的加热器系统烟分析方法.可以全面分析加热器系统粗(用)炯损分布规律.以CPR1000核电机组加热器系统为例进行了计算,得到系统在热力学方面的薄弱环节,利于今后采取相应的措施对其进行改进.     

AP1000核电厂二回路热力系统计算与分析

针对核电二回路系统与常规火电机组热力系统在参数设定、热力特性等诸多方面的差异,本文基于ASME PTC-6等相关标准要求,以某AP1000压水堆核电机组为研究对象,首先对该机组二回路热力系统热耗保证工况(turbine heat-acceptance,THA)下的表征算法进行研究,其次对不同设计工况下的特性参数进行计算,并在此基础上建立了核电机组二回路系统热力性能评估分析模型。随后应用该模型对案例机组在某一实际运行工况下的热力特性进行详细计算,在该运行工况下,低压缸第八级段、第九级段特征通流面积(CFA)较设计值偏差大,分别为6. 38%和17. 07%,其余级段偏差均在合理范围内,由此可初步判定第八级段、第九级段发生故障。