第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例,比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点,对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。

第三代压水堆核电站核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺研究

通过对第三代压水堆核电站核岛通风空调系统用核级冷却器关键技术和工艺进行研究,论证适用于核岛通风空调系统核级冷却器关键技术和工艺的可行性,并推广至所有核电站的核级冷却器。

芬兰Olkiluoto 3第三代压水堆即将实现

欧洲压水堆(EPR)是世界上第一台第三代压水堆。EPR的发展始于1992年，由Siemens及Framotone联合开发。

第三代压水堆核电厂气态、液态流出物排放源项模型研发

针对我国现有的第三代压水堆核电厂的废液和废气处理工艺、排放工艺的特点,在考虑了不同工况的影响,项目组独立开发了流出物源项计算模型,编制了审评软件(NSC-RECS),并开展了独立的第三方验证,结果表明,本项目开发的流出物排放源项模型计算结果可靠。通过收集的核电厂流出物源项历史数据与本项目所开发的模型计算结果对比和验证,表明本项目开发流出物源项模型(包括碳-14和氘),计算结果可靠且保守。项目组利用该模型,应用于我国第三代压水堆核电技术(CAP1400、防城港3、4号、福清5、6号机组)的首个标准设计审查的审核计算中,并被国家核安全局采纳,也为我国设计机型的流出物源项自主化软件的验证做了充分的准备。

第三代先进压水堆报警系统(APS)的仿真实现

为满足第三代先进压水堆全范围模拟机开发需要,对APS报警系统的结构、功能、人机界面等方面进行了深入研究。在此基础上,采用开发成本低、维护简单、可信度和逼真度高的DCS仿真技术,开发了模拟机用第三代先进压水堆仪控系统非安全级平台报警系统仿真软件。

第三代先进压水堆正常余热排出系统设计优化

文章详细介绍了第三代先进压水堆正常余热排出系统设计特点,并从核电厂运行的角度就这些设计特点对核电厂运行的影响进行了分析。对第三代先进压水堆正常余热排出系统的设计特点进行了归纳,针对每个设计特点,分析了其设计的合理性和先进性。

第三代先进压水堆核电厂通信系统分析

介绍了第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构及设计原则,并对通信子系统的功能与结构进行了分析。指出第三代先进压水堆核电厂规模大、参与方多、技术性高、无成熟堆型及各参与方沟通难的问题,提出了以下建议:将通信系统设备根据负荷进行布置;考虑系统间冗余连接;仅在换料检修期间安装使用安全壳内通信设备;将时钟系统的全球定位系统(GPS)信号接收机前置。

第三代先进压水堆核电厂操纵员岗位培训开发方法探讨

本文结合第三代先进压水堆核电厂操纵员岗位培训相关资料,分析了操纵员岗位培训材料的依据标准、分析方法和研发过程等,从而为其它相关核电厂关键岗位培训体系和培训内容的开发以提供实践经验和借鉴意义。

第三代先进压水堆控制棒交换分析

本文详细介绍了第三代先进压水堆需要进行控制棒交换的原因和控制棒交换方案,并从物理和运行角度对控制棒交换所带来的影响进行了分析。本文总结了第三代先进压水堆特有的控制棒交换运行方式,分析了其工作特点和潜在风险。本文对于需要了解和掌握第三代先进压水堆控制棒交换策略的人员有一定的帮助和借鉴。

浅谈压水堆核电站AP1000屏蔽式电动主泵

综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆AP1000屏蔽式电动主泵的主要技术特点,通过对屏蔽式电动主泵功能及机械结构方面的介绍,探讨其设计上的独特优点,分析评估此泵在我国技术转让过程中存在的潜在风险。

AP 1000(第三代核电)屏蔽主泵与湿定子主泵结构特点分析

AP 1000(第三代压水堆核电技术)主泵与其它堆型核电厂所采用的轴封式主泵存在根本差异,如此巨大转动惯量的水润滑无轴封泵在商运反应堆上的应用尚属首次。目前已完成研发的AP 1000主泵分别是美国EMD公司研发的屏蔽电机泵和德国KSB公司研发的湿式定子泵。本文对这两种泵的结构特点进行了分析,包括对电机冷却、飞轮、轴承和冷却等方面进行了比较。

世界三代压水堆主要机型技术分析（英文）

本文针对目前主要的第三代压水堆机型EPR、AES2006以及CAP1400,从核电厂设计理念,综合性能、安全性和经济性等方面进行对比分析。在此基础上,结合福岛核事故,探讨中国商用核电未来的技术发展方向。通过对EPR、AES2006以及CAP1400的对比分析发现,尽管它们采用了不同的设计理念和技术方式,但作为目前第三代商用压水堆的代表机型,其目标都在于提高核电厂的整体性能、安全性能和经济性,从而在提高安全性的前提下,强化其相比于其他发电方式的竞争力,获得政府、公众和业主的支持。第三代压水堆技术的主要努力方向在于:在安全方面,进一步强化纵深防御体系,将设计加强工况(包括全厂断电、商用飞机撞击和预期未能停堆的瞬态等)纳入设计考虑的范畴;设置预防和缓解严重事故的措施;考虑极端外部事件设防(包括地震和洪水等)。再者,对非能动安全与能动安全两者之间的关系定位、相互衔接进行优化设置,从而更好的保障核安全。此外,严重事故下设备和仪表的可用性成为福岛核事故后需要特别关注的问题。从经济性的角度讲,加强设计简化和标准化,及时将EPR、AES2006以及CAP1400的首台组的建造经验反馈到后续机组,改进可建造性和模块化从而确保经济性和缩短建造周期。从运行的角度讲,考虑国内核电装机容量的增加、较长的设计寿命以及其他可再生能源的并网,核电设计需强化负荷跟踪的能力。长期来看,需要考虑可能的气候变化,从而确保核电站(沿海和内陆)具有较强的应对极端气候以及较高环境温度和冷却水升温的能力。

海南核电3^(#)、4^(#)机组事故规程先进性分析

SEOP是将EOP和SOP的优势相结合而形成的全新规程体系。以一回路小破口事故为例,进行了SEOP引导下的规程执行研究,并与EOP对比。结果表明SEOP具有较强的叠加事故处理能力,并且脉络清晰,对事故判断和缓解措施有效、可靠,能够迅速、直接、全面的应对复杂叠加事故,充分匹配了“华龙一号”安全设计的先进理念。SEOP规程的处理思路、方法、技术体系可为现役核电厂规程的优化改进提供借鉴。

EPR核电机组反应堆保护系统T1试验优化研究

第三代欧洲压水堆(EPR)核电机组反应堆保护系统(RPR)结构复杂,采用四列分布,仪表通道多达1089个,其通道试验(T1)风险高,且试验期间该仪表通道不可用。如果按照原始的T1试验设计原则,根据概率安全分析(PSA)结果,每个通道均需要每18个月进行一次试验,以确保仪表信号传输通道可用。但这种做法导致试验时间过长,仪表通道不可用时间过长。为解决此问题,本文研究了RPR仪表通道的特点,把RPR仪表通道分成了4类,分别按照不同的方法进行验证,即保证了PSA要求的18个月的试验周期,又缩短了RPR T1试验的时间,减少了仪表通道不可用时间。