核级充电器输出振荡故障分析及处理

以AP1000核电机组依托项目调试过程中,1E级充电器对放电完成后的蓄电池进行再充电过程中出现的输出波动及主熔丝熔断故障为例,对故障原因进行了分析,并提出采取更新主控板固件及标准接口板等相应的处理措施,经仿真模拟及现场验证,AP1000 1E级充电器输出振荡及主熔丝熔断故障得到了有效处理,保障了1E级直流及UPS系统的安全稳定运行。     

AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计分析及对策

结合三门核电厂工程实践,从检修通道、操作空间及设备安装要求等方面对 AP1000核电厂非核级直流和UPS设备布置设计进行分析,指出了 AP1000核电厂非核级直流和 UPS设备布置设计存在的不足,针对在建和后续新建 AP1000核电厂中非核级直流和 UPS设备布置提出改进对策,为 AP1000核电厂建设积累经验。     

核电1E级i-AY6型12kV开关柜的抗震鉴定研究

分析了核电站安全级交流配电系统中压开关柜的功能要求,提出了适用于AP1000核电站反应堆冷却泵电源系统的1E级12 k V开关柜的技术参数和进行设备鉴定的样机方案选择、鉴定内容和要求。给出了核电1E级i-AY6型12 k V开关柜抗震鉴定的地震反应谱、抗震分析计算和试验研究结果。通过抗震计算对i-AY6型12 k V开关柜的结构进行优化,自振频率大于20 Hz,抗震性能满足核电1E级性能。     

AP1000核电厂1E级直流及UPS系统的独立性设计

1E级直流和UPS系统(IDS系统)是AP1000核电厂唯一的1E级电源,为1E级负荷和部分重要的非1E级负荷提供可靠的直流和不停电电源。设计上采用电气隔离和实体分隔的方法实现1E级电气设备和电路的独立性,使得在任何设计基准事故发生期间及之后,IDS系统均能执行所要求的安全功能。结合IEEE 384标准的隔离要求,通过分析IDS系统设备接口、设备及电缆所在区域环境情况,确定电气隔离和实体分隔的设计方法,总结设计管理经验,以便在后期核电厂电气设计中发挥积极作用。     

压水堆核电AP1000二回路系统与1000MW超超临界机组热力系统的比较

文章介绍了压水堆核电AP1000与1000MW超超临界机组热力系统及主要参数,并从郞肯循环、末级叶片、旁路系统、效率与流量方面进行了比较。AP1000二回路蒸汽参数比超超临界机组蒸汽参数低,其汽轮机旁路系统功能多、容量大,AP1000系统的热效率为36.6%,而1000MW超超临界火电机组电厂热效率可达45%以上。     

商品级物项转化在AP1000环吊中的运用

针对中国核电工业存在的核安全相关设备或部件缺乏核级供应商的问题,介绍了美国商品级物项转化流程,阐述了商品级物项转化在三门、海阳核电项目AP1000核级设备环吊上的应用和实践,详细分析了AP1000环吊具有代表性的核级机械和电气部件的商品级物项转化过程。试验结果表明:通过商品级物项转化采购的核级部件能够满足所规定的要求,对于中国核电核级设备采购来说具有很好的借鉴意义。     

AP1000核电站仿真分析平台的研发

介绍了AP1000核电站仿真分析平台的结构及设计方案。基于RELAP5程序开发了热工水力模型,采用Matlab/Simulink仿真建模软件和工业组态软件构建了控制系统模型和人机界面,构成了AP1000核电站仿真分析平台。机组线性降负荷和阶跃降负荷仿真测试结果表明,该平台能够较好地模拟系统变功率瞬态工况,可进行相关技术培训和核电站仪表控制系统的验证、参数优化等。     

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。     

AP1000辐射监测系统的研究

AP1000辐射监测系统可对核电站的排出流进行监测,集成后的仪控系统,减少了对外接口和操控平台的数量,且有不间断的数显方式,优化了集成控制的结构和性能.辐射监测系统具有数字化控制和保护系统,可集成在电厂各个独立的工艺系统中,对工艺过程中的流质进行监测,同时监测电站区域内的辐射强度.     

稳步推进AP1000核电厂标准设计

自国家发改委明确我国内陆核电厂址建设AP1000堆型以来,国家核电加大了AP1000核电厂标准设计的推进力度。国家核电把建成首批内陆AP1000核电厂作为我国消化吸收三代先进核电AP1000技术的重要标志之一。为推进AP1000后续项目的前期工作,国家核电上海核工程研究设计院在核电厂安全审评准备、核电法规标准对比分析、初步设计推进等三方面扎实开展工作。     

第三代压水堆核电机组AP1000的模块化施工分析

即将在我国首次建造的AP1000 第三代先进压水堆核电机组将大规模采用模块化的设计、施工技术。从施工角度看, AP1000 的模块分为钢壳模块、大型结构模块、小型结构模块和设备模块, 其中钢壳模块和大型结构模块的运输和吊装是施工的重点和难点。文章对模块化的施工情况进行了分析, 重点分析了钢壳模块和大型结构模块的吊装和运输问题, 为AP1000 的模块化施工提供了思路和借鉴。     

AP1000核电机组蒸汽发生器的安装

与以往的核电机组设计不同,第三代压水堆AP1000核电机组蒸汽发生器的结构和支撑设计比较独特,这决定了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺将与已建核电机组蒸汽发生器的安装有所不同。 介绍了AP1000机组蒸汽发生器的支撑结构及其安装特点,提出了AP1000机组蒸汽发生器的安装工艺。     

AP1000和EPR仪控系统简介与对比

对核电技术AP1000和EPR仪控系统在功能分层、安全分级、结构3个方面进行了介绍及简单对比.     

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核电机组设备现状及国产化分析

AP1000机组作为三代核电机组,于2006年引入中国,经历了10年的努力,2016年,以首台机组完成热试为标志,基本实现从设计到工程的应用。基于“十三五”发展清洁能源与制造业的国家策略,系统性的论述了AP1000机组的关键设备国产化情况,分析了各类设备国产化过程中遇到的问题和后续需要继续攻关的方向,为后续AP1000机组及其升级后的系列机组设备国产化产业链的完善提供支持。     

AP1000核电技术对不同地基条件的适宜性分析

《本文首先论述了在非基岩地基上建造核电厂需重点关注的岩土工程问题,并详细剖析了AP1000标准设计中的6种地基条件,其中包括岩土工程参数、基岩埋深和地下水位等特征,并结合AP1000其它设计特征参数,提出在我国建造AP1000核电技术的可能非基岩区段,以增加后续核电选址范围和核电厂址的资源储备。     

某AP1000核电厂循环水泵房方案结构方案研究

由于核电的循环水量较火电大,泵房的体积也更大,尤其是AP1000堆型中的循环水泵房尚无运行经验,而泵房结构的不规则、大体积等给设计带来许多新问题。某AP1000核电机组的循环水泵房,参照国内外百万兆瓦机组循环水泵房的结构布置及相关规范要求,对不同工况组合进行整体数值分析,提出了循环水泵房的分缝方案及温度控制措施,同时提取了泵房结构内力。     

浅谈AP1000核电厂的总平面布置与模块化施工关系

文章对AP1000核电厂布置中关于模块化施工要考虑的几个因素进行了分析,为AP1000的总平面设计提供了思路和借鉴。     

AP1000核电站常规岛主要热力管道材料选择

针对AP1000压水堆核电站的特点,对AP1000常规岛主要热力管道可考虑选用的各种材料的化学成分及力学性能进行综合对比分析,给出各热力管道对应的推荐选用材料:主蒸汽、旁路蒸汽管道和主给水管道选用WB36CN1材料,凝结水管道选用20+Cr材料,过热抽汽管道选用20号钢,湿度较大的抽汽管道选用AP335P11材料。