AP-1000概率安全评价及其若干相关问题

本文概述了AP-1000的概率安全评价(PSA)及其若干相关问题,如:AP-1000设计平衡、非安全级能动系统的管理"待遇"等问题。

AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究

与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为4 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达6 mm。盲孔法测试结果表明,主管道焊接残余应力主要集中于热影响区,轴向应力略高于环向应力,高达245 MPa。

电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型

以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。

AP1000应急运行规程接口分析

AP1000的应急运行规程是基于功能恢复、面向征兆的运行规程。及时执行应急运行规程可以尽可能地避免严重事故发生。但是,应急运行规程的进入接口复杂,且不局限于保护系统内的整定值。通过对AP1000整个运行规程的全面分析,系统总结应急运行规程的所有接口,有助于从总体上把握AP1000停堆和专设安全设施的动作条件,掌握及优化AP1000应急运行规程。

不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响

在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项。

核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介

首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况,同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索,接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息,以供参考。

Flowmaster软件在AP 1000启动给水系统瞬态运行中的应用

针对AP 1000启动给水系统的配置情况,利用一维流体仿真软件Flowmaster建立了供水系统模型。通过开展瞬态分析,在AP 1000在丧失正常电源的瞬态下,1台启动给水泵由备用柴油发电机组供电而正常运行时,突然停转后的仿真结果。对比不同的配置结果,提出在控制阀下游设置进气阀能减小流量的波动。在安装蓄压箱的情况下,能减小流量的波动,同时不会出现压力骤升的情况,能有效防止气穴的产生。依据计算结果,确立瞬态分析特性的控制方法,减小流量的波动并可控制空穴,AP 1000启动给水系统就能更加安全、稳定地运行。

AP1000平准化发电成本计算及影响因素分析

采用平准化发电成本(EGC)的计算方法来研究AP1000核电技术的经济性,并运用两种不同计算方法分别计算三门核电及其他堆型核电站的EGC。根据计算结果分析AP1000核电技术的经济性特点,并定量计算核电站建设周期、经济寿期、负荷因子对AP1000核电站EGC的影响。分析结果表明,目前AP1000技术平准化发电成本与已运行核电站相比偏高,这是由国产化率较低、规模效应与学习效应不明显导致。另外,建设周期、经济寿期、负荷因子等因素均会直接影响到发电成本,相关研究可以为提高核电经济性提供参考。

提高超高速机M8-H1000设备有效作业率的研究

为了解决M8-H1000超高速机操作维修经验不足、零备件采购周期长、维护保养制度不完善、生产效率低等问题,发挥设备维修、管理与"降本增效"的更大效能,合理运用APS维保、PDCA、防差错等技术,从维修和管理入手,制定M8-H1000机组APS维保培训方案,逐步实现自主维修管理;运用PDCA方法简化零备件采购环节,避免了进口件订购供货周期长、价格昂贵等问题。运用防差错方法加强了维护保养,完善了维护保养制度;通过实际应用的验证表明:提高了维修工自主维修的水平、缩短了零备件采购周期,提高了M8-H1000设备的有效作业率。

AP1000核电站主控室盘台抗震鉴定试验研究和工程实践

抗震试验是设备鉴定的一部分,AP1000核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定有了新的要求和方法。为满足AP1000核电设备的抗震鉴定要求,本次试验与传统抗震试验有所不同。本文以完成的主控室盘台抗震试验为例,介绍和分析该试验在反应谱、加速度计布置、功能性测试等方面的特殊要求。试验结果表明主控室盘台满足AP1000抗震鉴定的要求。这些特殊要求不仅可保证很好地鉴定试验件的结构完整性和安全功能性,而且能发掘其设计裕量。

基于液滴碰撞模型的AP1000波形板汽-水分离器性能及结构优化研究

基于已有的液滴碰撞模型,采用数值模拟方法研究了AP1000波形板汽-水分离器的分离性能,通过优化波形板内部结构得到了具有高效低阻特点的波形板。首先采用液滴碰撞模型对波形板内液滴行为进行数学描述,然后对模型进行了数值求解。随后通过模拟液滴在波形板内的运动和碰撞等行为,得到了波形板对含有不同直径液滴、不同入口液滴体积份额的湿饱和蒸汽来流的分离性能与其内部湿度分布。进而通过对波形板结构的改造设计,达到了提高分离效率、降低流动阻力的目的。本文所采用的数值模拟方法对AP1000波形板汽-水分离器的性能优化有着实际的指导意义。

AP1000型汽轮发电机性能和结构特点述评及优化方向

核电AP1000型汽轮发电机是我国从日本三菱电机公司引进技术的项目。本文论述了该型发电机性能结构特点,并提出进一步优化的方向。

AP1000核电厂蒸汽发生器排污系统在常规岛内的布置

介绍了AP1000核电厂蒸汽发生器排污系统的主要系统流程和系统功能,简述了该系统在常规岛内的主要布置要求和布置特点,可为设计人员熟悉本系统和进行布置设计提供一定的参考。

AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾。针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法。对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值。

AP1000核电厂设备可靠性分级方法的特点与应用研究

非能动百万千瓦级先进压水堆(AP1000)核电厂采用一种集成的方法建立设备的可靠性分级,包括概率风险分析技术(PRA)的应用,维修规则(MR)管理,生产发电设备可靠性分级,设备功能组(FEG)的划分等,最终将设备可靠性分为4个级别,在分级流程和结论上与传统以可靠性为中心的维修技术(RCM)和流程化的RCM(SRCM)有较大区别。本文分析AP1000核电厂设备可靠性分级的特点,提出将RCM与该分级方法相结合开展设备可靠性管理工作的思路。

基于AP1000的低、中放废物暂存库设计探讨

AP1000核电低、中放废物处理工艺对低、中放废物暂存库提出了更高的安全性、可操作性的要求,结合国家、行业相关标准和废物库多年的设计、运行经验,提出了基于AP1000核电技术的低、中放废物暂存库设计的主要原则,包括了工艺方案、功能划分、布置原则等方面的内容以及所需的辅助系统,并将"格架设计"的理念引入到了贮存区的设计中,在完善废物库功能的同时,提高了废物库运行的安全性、可操作性,为后续低、中放废物暂存库设计工作提供了一定的技术支持和参考。

AP1000机组蒸汽发生器传热管役前检查

为验证某核电站AP1000机组蒸汽发生器传热管的制造质量,按照国家核安全法规、ASME规范第XI卷和西屋设计规格书的要求,在蒸汽发生器水压试验之后、装料之前,采用涡流检查的方法对全部传热管执行100%的役前检查。结合蒸汽发生器传热管役前检查的实施情况,对涡流检查系统、项目实施、检查技术和检查结果进行了阐述。检查发现,2台蒸汽发生器共有24根传热管存在凹痕信号,23根传热管存在肿胀信号(均满足验收标准),其余传热管无可记录信号。此外,还对本次役前检查结果与制造完工报告进行了分析对比,役前检查结果与制造完工报告一致。

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。

AP 1000堆芯余热导出系统的分析与研究

介绍了AP 1000第3代核电堆芯冷却技术的先进性和可靠性,论述了核反应堆堆芯余热产生的机制,对AP1000停堆冷却系统的设计特点、控制策略进行了分析研究,阐明了AP 1000设计的堆芯冷却技术能够满足核安全要求并代表了一种具有前瞻性的设计理念。