三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析

为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。

基于FirmSys的三代压水堆核电站核安全级数字化保护系统设计概述

伴随我国三代压水堆核电站自主化进程,在三代压水堆核电站中采用自主化的全数字化仪控技术已迫在眉睫,尤其是核安全级数字化保护系统更是实现全数字化仪控的关键环节。本文主要针对使用广利核公司自主研发的核安全级数字化仪控产品平台(FirmSys)为三代压水堆核电站提供保护系统解决方案的可行性进行初步探讨,为将来的工程设计和应用提供借鉴。本文首先说明了数字化安全级保护系统总体设计方案和系统功能的实现,然后进行了设计准则符合性分析,初步说明技术方案的可行性。

LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究

LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析。最后,对各种探测技术进行了总结。

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。

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

第三代核电AP1000中压开关柜特点及快速灭弧装置的应用

AP1000是第三代先进压水堆核电厂,该厂对设备的可靠性要求比较高,核岛中压开关柜的可靠性是整个核岛安全供电的基本保障。中压开关柜如果发生电弧故障可能会产生非常大的破坏作用,首先介绍了AP1000核岛中压开关柜的特点以及开关柜内产生电弧故障的原因,电弧故障的形成过程,以及常见的弧光保护措施。介绍了弧光保护在中压开关设备中的重要性,通过分析快速灭弧装置的工作原理以及结构特点,说明为了满足AP1000对中压开关柜高可靠性要求，在该中压开关柜中安装快速灭弧装置的必要性。

第三代压水堆核电站有哪些类型?

第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提,世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外,接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。

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。

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。

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明:熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。

构建三代压水堆核电厂化学环境人员培训与授权体系建设

国内某三代核电厂采用系统化培(Systematic Approach to Training,简写SAT),按照ADDIE (A-培训需求分析,D-培训大纲设计;D-培训教材开发;I-培训实施;E-培训效果评价)流程,从分析具体的工作任务出发,注重人员基本技能及岗位技能的培养,开发出一系列的教材、创立系统化流程、实施培训及评估,形成完整的化学环境培训与授权体系。本体系建设在国内外核电行业属于首创,并经三代压水堆核电厂实践取得良好效果。

基于三代压水堆的中国核燃料循环模式仿真研究

根据国务院出台的《核电安全规划(2011–2020年)》和《核电中长期发展规划(2011–2020年)》和中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》及"十三五"规划,以目前主要已运M310堆型和三代核电"华龙一号"、AP1000,CAP1400堆型为主,在MATLAB仿真环境下采用"一次通过"模式分析2050年前我国核燃料循环现状和未来核燃料循环需求,定量的计算仿真出压水堆核电站所需的铀资源、分离功、乏燃料、Pu和次要锕系元素的产生量,计算结果可作为我国核燃料发展战略的重要依据,加快建立闭式核燃料循环模式。

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。

三代压水堆核电机组蒸发器硫酸根浓度异常研究分析

国内某三代核电机组未设置凝结水无精处理系统,通过一系列措施分析出最终原因,并采取措施使硫酸根浓度降低至WANO先进值以下。

第三代核电AP1000机组高压加热器设计及运行特点介绍

第三代核电AP1000机组的高压加热器回收汽轮机高压缸的抽汽、汽水分离再热器的疏水的热量对给水加热,提高了机组热力循环的效率。本文简述了AP1000核电高压加热器的工作原理与作用、构造与加工工艺、设计布置以及运行要求等内容。

三代非能动压水堆核电机组安全壳内氢气控制

本文论述了三代非能动压水堆核电机组在设计基准事故及严重事故工况下,安全壳内氢气的控制思路及控制方法。

首台国产化三代核电AP1000压力容器交付使用

由中国一重承制的首台国产化第三代核电技术AP1000——三门2号反应堆压力容器在大连制造基地研制成功，并于2014年8月5日进行验收合格，交付使用。