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。

第三代百万核电AP1000汽轮机低压模块数值分析

采用全三维非线性热固耦合和流固耦合仿真技术,分析了第三代百万核电机组低压模块在运行工况时各部件的应力、位移以及螺栓载荷等参数。重点探讨低压模块的刚度和汽密性的设计问题。解决了以往我国汽轮机机组(如亚临界、超临界600MW机组)设计低压模块时无法综合考虑的众多影响汽密性的问题,如:低压静止各部件刚度、变形和温度引起的热变形以及连接螺栓合理分布等,避免了机组(如超临界600MW机组)低压模块动静碰磨和漏汽严重等事故的发生,极大提高了机组的燃煤效率。

宝钢特钢宝银特种钢管有限公司第三代ACP1000核电蒸汽发生器用690合金U型传热管通过鉴定

2013年9月14日，国家能源局组织、中国机械工业联合会主持召开了国产ACPl000核电蒸汽发生器用690合金U型传热管产品鉴定会，宝钢特钢宝银特种钢管有限公司（简称宝银特钢）与中国核动力研究设计院共同研制的第三代ACPl000核电蒸汽发生器用690合金U型传热管通过技术鉴定。

三代核电先进堆芯中子通量测量系统对比研究

随着压水堆核电从二代、二代加发展到三代核电,堆芯中子通量测量系统对堆芯中子注量率的监测方式也由定期从压力容器底部插入探测器进行测量,改进为从堆芯顶部插入在线监测。文章通过调研国内主要的三代核电机组的先进堆芯中子通量测量系统,对比分析不同堆型系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。

爆破阀在三代压水堆机组中的应用

三代压水堆机组作为核能的重要组成部分,不仅是电力供应的主力军,也是维护能源安全和应对气候变化的重要手段之一,其安全性和可靠性是人们关注的焦点。本文调研三代压水堆机组关键设备——爆破阀的研究现状及应用情况,介绍其发展历史、基本结构、技术特点、应用现状、相关法规标准,并分析面临的机遇与挑战,为核电站设计建造和运营管理提供参考。作为主动卸压系统的关键设备,爆破阀凭借非能动、零泄漏、快速、可靠卸压等特性被广泛应用,国内相关法规标准已初步完善,但仍面临检修维护、经济成本等方面的挑战。

第三代核电技术AP1000已经成熟——中国将建成最先进的第三代核电站

“如果AP1000（第三代核电技术）核电站发生事故，周边居民无需撤离，只要在家里，吃点碘片就可以了。”国家核电技术公司（简称国家核电）的有关专家告诉《中国经济周刊》。而在20年前，即1986年前苏联的切尔诺贝利核电站事故，不禁依然让人们“谈核色变”。

中国三代核电经济评价方法与参数优化

“双碳”目标为清洁低碳的核电提供了新机遇。《核电厂建设项目经济评价方法》(NB/T 20048—2011)(以下简称2011版能标)是核电建设项目经济评价的主要依据,2011年发布以来至今未修订。当前,核电技术、行业政策和市场环境等的深刻变化均对2011版能标相关参数的优化调整提出了新要求。从技术经济评价参数、涉核相关费用、电力市场改革及运维成本划分4个方面提出了2011版能标需要优化调整的内容及参数,并基于财务分析方法计算了参数调整前后的电价水平,对经济评价期、负荷因子、退役基金提取比例、首炉料待摊年限4个参数进行了敏感性分析。参数调整后平均发电成本降低了5%左右,经济评价期和负荷因子对降低发电成本影响更明显。

某三代核电厂非能动氢气复合器的应用和试验分析

某三代核电厂在设计阶段基于计算流体力学气体分布程序GASFLOW和计算流体动力学燃烧程序COM3D,通过对核电厂不同事故序列下安全壳内气体和温度的分布,以及可能的燃烧情况,计算分析安全壳内动态压力载荷情况,在安全壳内不同区域设计布置非能动氢气复合器作为消氢装置,以保证核电厂在运行过程中的安全可靠性。本文结合该三代核电厂两台机组调试和大修期间催化板功能试验数据进行分析,表明布置在安全壳不同区域的非能动氢气复合器消氢速率快,性能优良,可以在核电厂发生事故工况下快速消除氢气,保证安全壳第三道安全屏障的结构完整性。

三代核电站半地下厂房大型汽轮发电机组安装关键技术

一、成果研究背景随着国家3060“双碳”目标的不断推进,我国能源行业的产业结构也随之转型升级,促使以常规火电为主要开发市场的电力企业,将产业结构不断向核电、风电等清洁能源倾斜。中国电建集团核电工程有限公司承建的国和一号示范工程核电机组采用我国自主研发的第三代核电技术,也是我国跻身三代核电技术世界前列的具体标志。

第三代核电和西屋公司AP1000评述

世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计。简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估。分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战。如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益。

三代核电仪控设备的抗震试验方法研究

三代核电仪控设备的抗震性能对核电站的安全稳定运行至关重要,通过对三代核电仪控设备的抗震性能研究,明确抗震试验的前提条件、试验要求、试验步骤、阻尼比与验证过程,对各项试验技术进行了创新,全面优化了试验流程,提高了试验结果的科学性和实用性。在实验研究中,严格按照试验标准,采用精确的数据采集和分析方法,确保了试验数据的准确性和可靠性。

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。

AP 1000(第三代核电)湿绕组主泵的可靠性研究

AP 1000核电站是第三代核电发展的主流堆型。主泵是其一回路诸多核心设备中的关键设备。AP 1000主泵因其使用了屏蔽泵型式而备受业界关注。AP 1000核电的技术原创方WEC(美国西屋公司)公司后续又选择了和德国KSB公司合作推行湿绕组型主泵,再次引发对AP 1000主泵选型的讨论。湿绕组型主泵是结合了火电站炉水循环泵、沸水堆循环泵技术而形成的新的主泵型式,该主泵型式已获得了美国西屋公司认可,中国也已选定了湿绕组型主泵作为压水堆重大专项示范工程的主泵备用型式。作者亲自参与了该型主泵的采购工作,立足于自身,尝试对该型主泵的可靠性进行分析,研究应用该型主泵的可行性,为核电站业主、设计院、工程公司三方在进行主泵设计、选型和采购时提供参考。

三代核电1000 MW级汽轮机摩擦振动故障研究

研究了国内某三代核电汽轮机调试期间发生的不稳定振动故障现象。通过趋势、频谱、轴心轨迹和升降速过程振动特征分析,准确诊断故障原因为动静摩擦。结合动力学理论,从输入热量和输出热量平衡角度解释了不同程度下的摩擦现象,提出了摩擦位置和摩擦状态评估方法。在工期有限的情况下,提出了运行处理方案,消除了摩擦故障。进一步提出了后续大修处理方案。

中国已具备建设第三代AP1000核电厂技术条件

中国采用第三代AP1000核电技术建设的首批内陆核电站零标准设计的初步设计和安全分析报告已圆满完成．这标志着中国已在技术上具备了批量建设AP1000核电厂的条件。

从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程

在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。

三代核电站EPR与AP1000主管道安装及焊接差异分析

EPR与AP1000主管道焊接均采用窄间隙自动焊的方法进行焊接,文章对EPR与AP1000核电站主管道安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程进行了详细的对比分析,阐明了二者的异同,为三代核电站主管道的安装及焊接提供了重要的参考。

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。

RCM在第三代核电机组AP1000中的应用

叙述了第三代核电AP1000堆型的主要特点,介绍了RCM分析方法内容和步骤,讨论了RCM方法应用于第三代核电的必要性,并举例说明了具体的分析过程和方法。