三门核电厂AP1000核电机组凝汽器模块化安装工艺

三门核电厂AP1000核电机组凝汽器采用模块化安装,因此在设计、供货和安装等方面具有不同于一般核电机组的特点。针对模块化安装的难点,阐述了该工程凝汽器的模块化供货、吊装、拖运、就位等安装工艺,可供同类核电工程凝汽器安装参考。     

AP1000核电厂设备监造分级分析

分析了影响核电厂设备监造分级应用的主要因素,总结了核电厂设备监造分级的基本方法,根据AP1000核电厂安全系统、设备分级体系的特点,对AP1000核电厂设备监造活动分级进行了深入的研究,提出了我国AP1000核电厂设备监造分级的有效方法,并应用于国内某一AP1000核电项目上.     

AP1000堆内构件制造技术难点浅析

AP1000机型是先进的第3代压水堆,它具有非能动性、安全可靠、模块化建造等特点。AP1000堆内构件与CPR1000堆内构件比较,在结构、材料等方面均有差异,这些差异使得AP1000堆内构件在制造过程中能够参考借鉴CPR1000堆内构件制造经验的方面较少,焊接、装配、机加、检查等制造过程都面临新的技术难题,存在许多需要进行攻关的项次。本文梳理出AP1000堆内构件的制造难点与要点,可为相关人员提供参考、借鉴。     

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。     

内陆AP1000核电厂放射性废液处理系统设计改进

为适应国家对核电厂放射性流出物排放的新要求,在分析AP1000反应堆放射性废液来源与特性的基础上,确定了内陆AP1000核电厂废液处理系统的改进原则.在对比不同改进工艺的优缺点后,提出采用化学絮凝,增设离子交换床和使用大孔树脂等手段对废液处理系统进行改进的方案,并对改进方案进行了性能验证.试验实例表明,改进后的废液处理系统能够满足内陆AP1000核电厂放射性废液排放的需求.     

国内首家AP1000核电设备制造的专业公司成立

近日，国内首家集AP1000核电安全壳压力容器设计制造及设备模块、结构模块制造为一体的核电设备制造公司——山东核电设备制造有限公司在山东省海阳市临港产业区正式揭牌成立，同时该核电设备制造工程正式开工奠基。     

AP1000反应堆蒸汽发生器的设计特点

概述了AP1000反应堆Delta 125(△125)蒸汽发生器的历史,并从设计参数、材料、结构等方面详细介绍了AP1000蒸汽发生器的设计特点,同时指出抗振条设计等需经运行验证,对压水堆蒸汽发生器工程设计人员具有一定的参考价值。     

AP1000核电站常规岛高能管道断裂分析

AP1000 核电站常规岛设计必须考虑高能管道断裂的影响。利用应力分析方法和特定位置法对管道断裂位置判定进行了分析;采用流体力学的方法对主蒸汽和主给水管道断裂荷载进行了计算;利用经验公式,结合管道断裂后的几何特性,对AP1000 核电站常规岛主蒸汽管道断裂后端部不受约束和端部受约束两种情况下的主要喷射几何尺寸进行了计算。通过计算,得出了主蒸汽管道断裂后的荷载和主要喷射几何特性。通过计算分析得出结论,常规岛高能管道断裂后荷载和喷射影响范围很大,可以作为高能管道断裂防护设计的依据。     

AP1000机组主泵过载保护计算及校验优化

本文根据AP1000机组主泵电机过载保护定值的计算结果和校验方式,详细阐述了SEL-710型综合保护继电器过载保护定值计算方法,分析了现行的主泵电机过载保护定值及其校验方式存在的缺陷与不足,提出了新的过载保护定值及校验方式,并通过试验验证了新的保护校验方式合理可行,为完善AP1000主泵电机及其他电机负荷的过载保护计算及校验提供了建议和参考。     

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常规岛主机制造质量问题及典型案例分析

对AP1000常规岛主机设备在制造过程中出现的质量问题进行总结分析,提出出现问题的几大类原因,逐一进行剖析并列举了典型案例,做了经验反馈。最后提出应对设备形成全环节进行质量控制的观点,对设备制造、监造单位有一定的参考意义。     

Modular Installation Technology of Condenser in Sanmen AP1000 NPP

三门核电厂AP1000核电机组凝汽器采用模块化安装,因此在设计、供货和安装等方面具有不同于一般核电机组的特点.针对模块化安装的难点,阐述了该工程凝汽器的模块化供货、吊装、拖运、就位等安装工艺,可供同类核电工程凝汽器安装参考.     

百万千瓦核电机组高低压加热器制造中质量问题的处理

针对百万千瓦核电机组常规岛高低压加热器制造过程中发生的一系列质量案例,分析了密封焊返修时划伤换热管、胀管超差及水压试验后锈蚀问题,提出了防范措施,为后续百万千瓦核电常规岛设备国内制造及监理提供了借鉴和参考。     

AP1000主要核岛设备国产化

简要介绍了AP1000主要设备的特点及其制造难度、技术引进和国产化情况。阐述了我国通过前两个电站的建设,引进技术并进行国产化的攻关,4套机组中不断提升国产化的比率,到第5套机组基本实现国产化。     

AP1000安注箱的质量控制和检验

首台国产核电安注箱设备的设计和制造无先期经验和现存资料,存在较多不确定的质量控制因素。为了确保安注箱的制造和验收符合标准要求,根据制造过程对质量控制流程进行了策划,确定质量控制要点。结合生产实践,提出了压制、装配、焊接和水压试验作为关键控制点。通过对整个制造过程有效的质量控制和检验,达到了核电产品的质量要求,为类似产品的质量管理提供借鉴。     

AP1000堆芯补水箱的焊接

针对中国国内首个先进非能动压水堆AP,1000项目浙江三门1号及2号堆芯补水箱（CMT）的制造,介绍了CMT的设计参数、结构特征、材料特征和所依据的规范技术条件。介绍了CMT主体材料SA-508Gr.3Cl.1低合金钢、SA-336GrF316LN不锈钢及采用的相应焊接材料的主要性能。说明了CMT的焊接要求和焊接工艺特点,并就筒体窄间隙埋弧自动焊工艺、大接管马鞍形窄坡口埋弧自动焊工艺、筒体内壁不锈钢堆焊工艺、接管-安全端异种金属镍基合金焊接工艺等重要接头的焊接工艺作了详细阐述。     

AP1000蒸汽发生器制造中的焊接与焊后热处理

为保证三代AP1000核电蒸汽发生器的制造质量,分析了蒸汽发生器的结构特点,确定了采用的焊接填充材料和焊接工艺方法,在设备制造过程中采用了多项焊接和焊后热处理新技术。结果表明:焊接和焊后热处理新技术的应用以及产品的成功制造,为后续三代AP1000项目和CAP1400项目的顺利实施有一定的借鉴作用。     

AP1000定子冷却水系统调试问题分析

定子冷却水系统为发电机定子绕组提供连续不断的冷却水,以带走发电机定子绕组产生的热量,确保机组的安全、稳定运行。AP1 000发电机采用水氢氢冷却方式,定子线圈冷却方式为水冷。介绍AP1 000定子冷却水系统的特点,重点对定子冷却水系统的调试及调试过程中的问题进行分析和总结,并对机组运行的注意事项提出建议,对同类机组的调试与运行提供借鉴。     

AP1000润滑油系统冲洗周期长的原因分析及应对措施

介绍了AP1000核电汽轮发电机组润滑油系统冲洗,分析了影响润滑油系统冲洗的制约因素,并对此提出了相应的应对措施和解决方法,为同类型机组的润滑油系统冲洗提供参考。     

凝汽器水位测量失真原因分析及处理

凝汽器是火力发电厂中汽机侧的一个重要设备，它的液位也是一个非常重要的参数。由于凝汽器液位测量系统处于负压状态，因此，出现问题时较难做出准确判断，故经常存在测量失真的情况。根据多年的施工、调试经验，对凝汽器水位测量可能存在的异常情况做了较全面的总结，以免因不必要的错误造成测量结果不准确。