CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证

本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。

CAP 1400钢制安全壳底封头支撑短柱安装工艺探讨

CAP1400核电钢制安全壳底封头(简称:CV底封头)作为钢制安全壳的最底层,根据现场施工情况,需采用"倒装法"施工工艺完成拼装工作并且采用18根支撑柱对CV底封头上部第一圈板(BH1板)进行支撑。18根支撑短柱作为BH1板组装过程中的唯一支撑结构,其定位及安装精度最为关键,同时也是需要重点解决的难点问题。本文主要通过对18根支撑短柱安装图纸的分析和对施工便利性的考虑,比较分析了BH1板卧式与立式两种支撑短柱安装工艺,并做出立式的选择。

CAP1400主蒸汽管道自动焊工艺研究

文中通过对CAP1400核电站主蒸汽管道SA-335 Gr.P11焊接性能及焊接工艺进行研究与分析,针对自动焊工艺出现的未熔合、未焊透及背面成形不良等缺陷进行原因分析,从焊接坡口形式、氩气室布置等方面制订有效的自动焊工艺措施,开发出SA-335 Gr.P11管道自动焊的坡口形式及工艺参数,为后续核电工程及其他领域同材质的自动焊提供参考。

CAP1400核岛PMS机柜安装技术

随着全球气候变暖及温室效应问题日益严重,我国将大力发展以核电为主的清洁能源,以实现新旧动能转化及‘双碳’战略目标。山东省石岛湾CAP1400型压水堆(简称国和一号)示范项目是16个国家重大科技专项之一,是在AP1000技术引进消化吸收基础上,通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的第三代非能动大型先进压水堆核电机组,其设备国产化率达到90%以上,本文将主要介绍国产化PMS机柜的安装技术及经验反馈。

CAP1400核岛电缆保护管安装技术

‘十四五’期间我国将重点建设第三代核电技术项目,其中山东省石岛湾CAP1400型压水堆(简称国和一号)示范项目是16个国家重大科技专项之一,是在AP1000技术引进消化吸收基础上,通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的第三代大型先进压水堆核电机组,其单机组功率可达到1543MW,与其他类型核电不同的是,此类型机组采用特有的‘非能动’安全系统技术,在电厂断电状况下,反应堆可在事故后72小时内无需人工干预自动保证安全,所以具有更高的安全性。本文主要介绍核岛电缆保护管的安装技术要点及经验反馈。

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了"大型先进压水堆及高温气冷堆核电站"国家科技重大专项课题"CAP1400数值反应堆关键技术研究"的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin-by-pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理-热工-燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究

系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端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3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。

CAP1400核电厂辐射防护审评关键技术及软件系统研发初探

依托大型先进压水堆核电站国家科技重大专项CAP1400辐射防护审评关键技术研究及软件系统研发课题,详细介绍了目前针对CAP1400辐射防护审评关键技术及软件系统研发的研究进展及阶段性成果。

CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能

研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及350℃条件下,SA-508 Gr.3 Cl.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变,但SA-182 F316LN屈强比下降较明显;焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性降低,在不同冲击试验温度下,SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本维持在230 J以上,但-21℃时母材热影响区吸收能量降低至150 J左右。

CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

CAP1400蒸汽发生器压力边界焊接接头的显微组织

使用光学显微镜和扫描电镜研究了CAP1400蒸汽发生器压力边界焊接接头的显微组织,该压力边界焊接接头由SA508Gr.3Cl.2钢母材、热影响区、堆焊层和对接焊缝组成。结果表明:接头母材的显微组织为细小回火贝氏体,焊接热影响区的为粗大马氏体,不锈钢堆焊层的为柱状奥氏体和少量铁素体,镍基合金堆焊和对接焊缝的组织主要为柱状奥氏体;在多层多道焊接热循环作用下,不锈钢堆焊层和镍基合金对接焊缝中的奥氏体都发生了再结晶,奥氏体基体上有碳化物析出相。

焊后热处理对CAP1400蒸发器压力边界焊缝不锈钢隔离层组织和性能的影响

通过金相试验、拉伸试验和硬度试验,研究了焊后热处理对CAP1400蒸发器压力边界焊接接头不锈钢隔离层组织和性能的影响。结果表明：在多层多道焊热循环的作用下,不锈钢隔离层焊缝金属发生了再结晶,再结晶晶粒长大形成粗大的柱状奥氏体组织;焊后热处理保温时间对不锈钢隔离层焊缝金属的屈服强度影响不大,随着保温时间的增加,抗拉强度先增加后减少;保温温度对不锈钢隔离层强度和塑性的影响不显著。虽然压力边界接头的断裂方式为塑性断裂,但是不锈钢隔离层是整个接头的薄弱环节。当保温时间40～40.5 h,保温温度615～620℃时可获得综合性能优良的接头。

CAP1400半转速核电汽轮机低压缸支撑方式分析

通过分析东汽CAP1400半转速核电汽轮机的低压缸支撑方式,详细阐述了低压内、外缸落地方式的设计过程,并着重列举了设计过程中的重点和难点,通过论述证明,低压缸支撑方式的设计为东汽CAP1400第三代压水堆核电汽轮机低压缸的自主化设计奠定了坚实的基础。

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万k W的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。

压水堆国家重大专项与CAP1400型号研发

为了保障能源安全、缓解环境压力、为国民经济发展提供引擎的同时避免对社会安全、环境和群众生活产生影响，规模化发展核电时必须寻求更高安全性与更好经济性的核电技术。

CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析

CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m^2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106～0.15 m^2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m^2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。

CAP1400反应堆水力试验模型简化和比例分析

CAP1400是我国自主开发的第三代非能动核电站。为了验证CAP1400反应堆水力设计的合理性,有必要开展整体水力模拟试验。在整体水力模拟试验中,试验件比例分析和简化是试验开展的基础。从模型比例、模型相似关系和模型简化设计等方面介绍了模型试验件的设计。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验的试验件简化设计进行了详细地描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能反映CAP1400反应堆内冷却剂的实际流动状态。

CAP1400蓄势待发推动核能海外需求增长契机

从国家核电举办的大型先进压水堆核电站重大专项（以下简称＂压水堆重大专项＂）成果展示和工作交流会上获悉,CAP1400示范工程施工设计已完成75%,29项长周期设备已签订合同27项,工程建设各项前期准备工作已完成。示范工程在设计、项目评审、项目取证、主设备采购、施工准备等方面均已具备核准开工条件,计划在今年正式开工。项目首台机组目标建设工期56个月,设计造价为15751元/千瓦。

CAP1400非能动安全壳整体试验蒸汽供应系统仿真

CAP1400非能动安全壳冷却系统整体试验台架中的蒸汽供应系统为试验提供蒸汽,用以模拟破口事故发生时安全壳内蒸汽的释放情况。本文利用RELAP5/MOD3.3软件建立了蒸汽系统分析模型,开展了试验工况分析,以获得满足试验蒸汽需求时,蒸汽供应系统中关键设备的运行参数,为试验控制系统的设置提供依据和参考。