第三代核电站非核部分60年设计使用年限荷载取值分析

针对第三代核电机组设计使用年限为60年,相应的非核部分建(构)筑物设计使用年限也为60年,但目前相关标准没有60年设计使用年限的具体设计参数这一问题,介绍了60年设计使用年限下非核部分结构设计中的活荷载、风荷载、雪荷载的取值方法,提出楼(屋)面活荷载调整系数1.02,可变载荷分项系数取1.5,组合系数取0.65,地震作用值按照GB 50011—2010《建筑抗震设计规范》规定的地震作用值乘以不小于1.1系数等建议。

分体式雷达液位计在第三代核电站的应用与探索

一次仪表作为核电站控制系统的前端探测元件,其性能的优劣将直接影响电站的正常运行。部分传感器还承担一回路的压力边界,对电站的稳定和安全起到了相当重要的作用。其中,液位是作为一种必不可少的测量参数,遍布在核电厂各处工艺系统和设备,发挥液位变送、报警、控制和保护功能。雷达液位计作为近些年来发展较快的液位测量技术,具有耐高温、耐高压,智能化程度高,安装维护使用方便等优点,已经迅速发展成为了一种通用的液位测量产品。目前,国内电站普遍使用雷达液位计来测量箱罐和地坑液位。分体式雷达液位计综合运用TDR原理与ETS等技术,具有受环境温度影响小、测量精度高,安装、校验方便等诸多优点。同时,分体式雷达液位计很好地解决了一体式雷达液位计不能耐受大剂量辐照的问题,在第三代核电站已有多次成功的应用,并有可能在将来替代更多其他类型的液位测量仪表。

我国第三代核电站建设运营信息化管理优化研究

本文分析了我国核电产业发展的基本情况，研究了第三代核电站建设运营的现状及问题。阐明了加强第三代核电站建设运营信息化管理，对我国未来核电产业健康、经济、快速发展的重要意义。并进一步提出了优化信息化管理的相关建议措施，为综合推动我国第三代核电站建设运营科学化管理水平的有效提升提供借鉴。

第三代核电站华龙一号反应堆厂房大体积混凝土温度应力模拟

华龙一号核电站是中国自主研发的第三代核电技术,其安全壳混凝土的强度对结构自身强度和公众安全具有重大的意义,作为屏蔽结构重要部件之一的厂房基础不仅承担着支承结构的功能,而且是防止核泄露的重要环节,其对混凝土抗裂要求更高。华龙一号基础采用的多层段合并整体浇筑施工技术对缩短核电工期具有重要的意义,但大体积混凝土施工中的抗裂技术需要进一步研究。基于第三代核电站反应堆厂房大体积混凝土基础施工,通过开展科学分层、优化结构设计,很好地控制了大体积混凝土施工裂缝的发生和开展。

第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材

根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境,结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电主管道对材料工艺性能的要求,分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2Cr Ni Mo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点,为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考。

第三代核电站控制棒驱动机构冷却系统风机设计

为了满足堆顶组件整体吊装和冷却介质流道的要求,第三代核电站控制棒驱动机构(control rod drive mechanism,CRDM)冷却系统风机采用了有别于在传统压水堆核电站中此类风机的结构和布置形式,研究其性能和鉴定方案是设计该类设备的关键点。通过分析CRDM冷却系统和风机的设计要求,采用传统方法计算主要性能参数,确定了风机的类型和主要结构形式,计算结果表明,第三代核电站CRDM冷却系统风机为非标设计,国内暂无同类成熟产品,其设计需经试验和工程实践检验。针对风机设计中的关键考核点,结合工程经验和标准规范要求,拟定了用于质量鉴定的试验要求和型式试验方案,可为研制此类风机产品提供技术指导。

数字仪表堆外核测量技术在第三代AP1000核电站中的应用

堆外核测量系统是核电站重要的核安全级系统,该系统的正常运行为核电站的安全提供了重要的保障。本文着重介绍核测量技术在世界上最先进的第三代AP1000核电站的应用。

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。

核电站风管漏风量检测技术要求及分析

本文通过对比第三代核电站在风管漏风量检测要求方面与传统M310核电站之间的异同,并对风管漏风量检测试的定性及定量试验方法进行对比研究,确定第三代核电站风管漏风量检测的设计规范对风管系统最大允许漏风量的计算取决于系统的额定流量和额定面积,第三代核电站风管漏风量检测标准能够更有效地检验风管系统的严密性,为核电机组在运行期间通风系统众多重要功能的实现提供有力保障。

核电站管道及设备保温材料分析

本文主要比较分析了已建核电站和第三代核电站中管道和设备对保温材料的要求、各种保温类型(冷、热)的构成和适用范围、保温结构设计特点等,介绍了金属反射型保温的结构特点和应用,以期进一步完善核电厂的保温工作。

采用第三代核电技术 中国核电自主化依托项目启动

作为我国首个核电建设自主化依托项目，广东阳江核电项目和浙江三门核电项目日前全面启动。中国核电自主化依托项目将以广东阳江(一期)和浙江三门(一期)两个工程共4台百万千瓦级核电机组的建设为依托，实现我国第三代核电站自主设计、自主制造、自主建设和自主运营的目标。

第三代AP1000先进核电站所用Ⅲ型活性炭吸附器的简介、研制和试验

阐述了Ⅲ型活性炭吸附器的工作原理，提供了用于第三代AP1000先进核电站的Ⅲ型活性炭吸附器的相关性能参数，并且简要介绍了我院开发的Ⅲ型活性炭吸附器的样机以及相关的试验、检测。

美国核电工业发展概况及对我国的启示

美国是世界上最早推动核电发展的国家,其核电工业发展经历了黄金发展阶段、冰冻阶段和复苏阶段。截至2008年底,美国核电总装机容量达到10.1×104MW,发电量8090×108kW.h,高居世界首位。2008年美国核电反应堆平均燃料更换时间为38天,机组容量因子已突破90%,在核电反应堆机组数量未增加的条件下发电量稳步增长,已占到美国总发电量的20%左右。核电的发展离不开政府的管理和积极政策的引导,否则很难发展起来。目前第三代核电站大部分都是美国和日本设计的,我国必须加大科研力度,缩小这种差距,推进核电设备国产化,实现真正拉动内需的目的。对运行核电站进行良好经营,可以挖潜增效,提高核电的内在竞争力和经济效益。应努力保障核电反应堆的安全性,核电反应堆发生事故对国家经济和信心的打击是非常巨大、持久的。同时,保证核燃料的供应也很重要。