第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究

第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。

基于技术轨道理论的核电堆型技术创新路线图结构

核电技术轨道存在着单轨道的二维结构和多轨道的并列结构,在创新模式上分别体现为顺轨式的改进性创新和跃轨式的革命性创新或融轨式的集成性创新。核电堆型技术创新路线图是市场拉动和技术推动的交互作用下,以创新环节的任务与目标为时间节点的堆型技术轨道演变轨迹图。植入技术轨道结构的技术创新路线图结构为我国核电堆型技术创新提供了路线图结构框架,对制定具体堆型技术创新路线图具有重要的指导性意义。

未来10年核电先进堆型介绍

根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本期仅刊出该文的前半部分,涉及ABWR、AP600、AP1000、EPR、System 80+和CANDU等堆型;下期刊出后半部分,涉及AWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR等内容。

未来10年核电先进堆型介绍(续)

根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划,综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况,以期对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本文分两部分,上期刊出第1部分,介绍ABWR、AP600、AP1000、EPR、System80+和CANDU堆型,本期为第2部分,介绍SWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR堆型。

核电站蒸汽发生器管板锻件冶炼和锻造工艺研究——以三代华龙堆型核电站蒸汽发生器管板锻件为例

文章以三代华龙堆型核电站蒸汽发生器管板锻件为研究对象,通过分析管板锻件材料采购规范和要求的变化,探讨超大直径厚饼类锻件的制造工艺难点。研究制订出合理的冶炼和锻造工艺方案,控制其工艺要点,使制造厂能够按照既定的工艺生产出满足设计、采购及相应规范要求的合格锻件,以期加快我国三代堆型核电站核岛关键部件的国产化进程。

秦山三期(重水堆)核电站工程进展概况

介绍了秦山三期重水堆核电站工程进展概况，包括土建工程、设计审查、设备监造、调试与生产准备、信息管理５个方面。反映了在承包商交钥匙的合同模式下，业主在工程管理方面所投入的精力和取得的进展。

伸缩缝水压检测技术在检测核电站进排水廊道密封性中的应用

结合现行CPR1000堆型核电站在BOP工程循环水进排水廊道的密封性检测,介绍伸缩缝水压检测技术原理,并详细介绍其施工流程,包括基层砂浆找平、操作平台搭设及内张式机架固定、密封胶涂刷和微膨胀橡肢止水条加设、橡胶板搭设与加固、进排水压力管道安装、注气和水试压及检测修复、注水恒压、排水卸压。伸缩缝水压检测技术是检测钢筋混凝土实体结构薄弱环节密封性的一种新检测方法,避免了工期紧迫、场地有限、上层结构必须回填施工、传统全程灌水检测密封性的后期返工修复等不足,可为同类结构体系的密封性检测提供借鉴。

重水堆型核电站

核电站是人们和平利用原子能最成功以方式之一。我国首座重水堆型核电站——秦山三期核电站一号机组于2002年11月19日在浙江省海盐成功并网发电。秦山三期核电站工程总投资为28.8亿美元，是国家“九五”重点工程。三期工程总装机机为2×728兆瓦，设计寿命为40年。二号机组目前正处于联合调试阶段，预计于2003年8月并网发电。两台机组全部投入商业运营后，年发电量可望达到100多亿千瓦小时，秦山三期重水堆型核电站将有效缓解华东地区电力紧张的局面。

Type Selection for Present Nuclear Power Development in China

With rapid development of nuclear power in China, in view of reactor type selection, this paper analyzes the current situation that faces nuclear power industry, the technical characteristics of optional reactors and the tendency of nuclear power technology development in the future. The proposals put forward in this paper include choosing and introducing GW-class advanced PWR as main reactors, carrying out self-supporting projects and technical transfer negotiations, in addition, promoting the design of the advanced generation-Ⅱ PWR and initiating small-scaled construction. The ultimate target is to catch up with the world advanced level by means of technical upgrading and recreation based on technology importation and assimilation.

从系统移交看AP1000建造特点

AP1000是我国从美国引进的目前世界最新的三代核电技术堆型。文章通过介绍三门核电站建造的系统移交过程中出现的问题,与AP1000堆型核电站设计特点进行了对比分析,探讨了我国AP1000核电站建造的特点和努力的方向。

CMT补水系统的双罐体四区非平衡建模与仿真

AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工况下全压堆芯补水系统的瞬态响应特性作出预测与评价.基于简化的全压堆芯补水箱补水系统,建立了双罐体4区非平衡模型,并运用Simulink动态仿真的方法进行数值模拟,得到了系统内压力、液位等主要参数随时间的变化情况.仿真结果与文献中类似模型的试验、仿真结果参数变化规律一致,能够为CMT补水系统瞬态分析提供理论依据.