CPR1000核电机组事故程序融合方法研究

事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。

环境侧风及大气逆温作用下的AP1000核电机组间接空冷系统热力特性的数值研究

开展间接空冷技术在内陆缺水地区核电机组上的应用研究具有前瞻性和必要性。以内陆缺水场址建设AP1000核电机组为例,对环境侧风及大气逆温作用下常规岛间冷塔的热力特性进行深入研究,通过数值模拟,获得不同环境风速和逆温温差下,间冷塔散热量、通风量以及机组背压的变化规律。结果表明,在环境风速4～8m/s区间内,间冷塔的散热量和通风量均随风速增加而降低,机组背压随风速增加而升高。在近地面50～500m的逆温层内,间冷塔的散热量随逆温温差增加而下降,机组背压随逆温温差增加而升高,变化趋势近似成线性关系。大气逆温层温差变化1℃时对间冷塔热力性能的影响小于侧风风速变化1m/s的影响,当逆温温差4℃时,对间冷塔冷却效果的影响相当于侧风风速等于6m/s的影响。研究结果可以为AP1000核电机组间接空冷系统的设计提供参考依据。

RCM技术在CPR1000核电机组的创新发展与应用

基于M310核电机组多年RCM应用实践,结合现场应用需求提出了改进型RCM技术(RtCM),对RCM技术流程进行了改进和创新,增加了定量化分析和维修模板的应用,在CPR1000核电机组中得到广泛推广。实践证明,RtCM技术应用优势和成效显著,能够快速、高效的完成设备维修策略的制定和优化,实现了分析资源的合理配置和降本增效,对其他核电企业维修优化亦有借鉴价值。

AP1000核电机组主回路相关水过滤器滤芯更换和转运操作工艺研究及相关设备设计

在简要介绍AP1000核电机组主回路相关水过滤器及其相关设备概况的基础上,通过分析废滤芯从过滤器容器中取出、转运至废滤芯存放池以及新滤芯安装就位的整个操作工艺,提出滤芯更换和转运操作的工艺流程,相关设备的设计也贯穿于整个过程。合理的工艺与屏蔽完善的设备结合,可以最大限度地降低作业过程中人员的辐照风险,有效防止对操作设备和周围环境产生放射性污染。同时,就滤芯更换和转运过程中存在的问题为后续项目提出改进建议。

电去离子(EDI)水处理技术在AP1000核电机组中的应用

该文阐述了国内某核电站AP1000机组蒸发器排污系统中电去离子(EDI)的构造、除盐原理、优势及其在机组运行中的水质控制,并介绍EDI运行和维护的影响因素及注意事项,以期给EDI这个新型水处理技术在核电机组中的应用提供借鉴。

AP1000核电机组的模块化施工对总平面布置的影响

从AP1000核电机组的模块化技术和施工的特点入手,分析其对AP1000核电厂总平面布置的影响,从大吊车的选型、重型道路设计、重件设备吊装工艺等方面对AP1000核电机组模块化施工的设计优化进行了探讨,从而为AP1000核电厂总平面合理布置提供了借鉴和参考。

AP1000核电机组非核蒸汽冲转可行性分析及计算

对AP1000核电机组装料前核蒸汽供应系统所能提供的有效蒸汽蓄热量以及汽轮发电机系统冲转消耗的热量进行了综合热平衡分析计算.结果表明:AP1000核蒸汽供应系统能够提供足够数量和一定品质的非核蒸汽用以冲动并维持汽轮发电机在额定转速下运行一定时间;AP1000核电机组采用非核蒸汽进行首次冲转是可行的.

AP1000核电机组离堆废物处理方案探讨

根据废物最小化原则和我国核电国产化的总体政策,分析了AP1000核电机组离堆废物的整备处理形式。通过对不同废物处理工艺进行比较并优化组合,提出了AP1000核电机组离堆废物处理的初步工艺方案。该方案可将单堆废物货包体积控制在50 m3/a以下,符合废物最小化原则。

AP1000核电机组一回路稳压器波入过程瞬态特性研究

为研究AP1000核电机组稳压器内波入流的演化过程和水力特性,采用三维非稳态传热的计算流体动力学(CFD)方法捕捉波入过程中冷热流体混合的温度、速度波动强度,将密度处理为温度的多项式函数来估算浮升力的影响。结果表明:模拟值与试验值吻合良好,RSM湍流模型结合VOF多相流传热模型能够有效地对波入过程的发展趋势进行预测;理查森数Ri对冷热流体的混合有重要影响,其大小决定浮升力对流体的影响;冷热流体的掺混主要发生在下封头-0.5m<z<0.5 m区域内;温度、速度波动最剧烈的地方集中在-0.3m<z<0.3 m,其波动峰值随着波入过程的推进逐渐变大,电加热器应尽量避免布置在该区域内,以改善其恶劣的工作环境。

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。

AP1000核电机组Quickloc机械密封的结构和拆装工艺

介绍了AP1000核电机组Quickloc机械密封的结构,论述了Quickloc机械密封的拆装工艺,针对其拆装操作过程中可能出现的问题进行了分析,采取有效措施后,问题得以解决。

AP1000核电机组冷却剂泵变频器特点及供电回路优化

国内AP1000核反应堆冷却剂泵的设备参数与实际运行工况对冷却剂泵变频器的性能提出了较高的要求。从冷却剂泵变频器的设备结构、控制与保护方式、运行特性3个方面阐述了AP1000核电机组冷却剂泵变频器的特点与性能,提出了冷却剂泵电机供电回路的优化措施,以提升冷却剂泵电机供电的可靠性。

AP1000核电机组发电机及变压器差动保护校验方案

以三门核电有限公司#1机组为背景,提出了AP1000核电机组发电机及变压器差动保护的校验方案。因主变压器受电初期厂内负荷容量的限制,建议利用中压电动机启动电流校验差动保护的正确性。为达到试验要求,将厂用变压器厂压侧电流互感器与发电机出口断路器内的电流互感器进行了比较。通过计算和对比,验证了方案的合理性。

AP1000核电机组二回路系统加药量计算

以AP1000核电机组为例,在凝结水精处理系统(CPS)投运和未投运两种运行模式下进行二回路系统加药量的计算,得出机组运行时氨与联氨的理论添加量,为AP1000核电机组二回路加药系统的设计及配置提供依据和参考。

AP1000核电机组主管道焊接技术研究

文章通过对AP1000与M310核电机组主管道进行对比分析,总结了AP1000主管道焊接方面的特点和难点,同时文章还详细介绍了AP1000主管道焊接过程中采用的新技术、焊接工序以及焊接检验标准,为后续AP1000核电机组主管道焊接施工提供技术参考和经验借鉴。

AP1000核电机组增加换料水池水闸门必要性分析

AP1000核电机组在大修期间进行低水位工况检修工作时,放置于上部堆内构件存放架上的上部堆内构件和堆内核测仪表活化段只有部分能被水淹没,其余部分暴露在水面之上,这将对大修期间部分工作产生不可接受的人员辐照剂量,针对此情况,有必要分析论证采取合适的屏蔽方案解决此问题,使人员辐照剂量满足相关标准要求。本文从低水位工况工作的必要性、低水位工况期间辐照剂量计算、屏蔽方案技术分析等方面论证了AP1000机组采用增加换料水池水闸门屏蔽方案的必要性和可行性。

CRP1000核电机组主给水系统稳态及瞬态计算分析

以CPR1000核电机组主给水系统为研究对象,建立并系统分析稳态及瞬态工况的计算过程。全面列举CPR1000核电机组主给水系统稳态及瞬态工况计算所需的输入资料、边界条件及主要流程及参数输入过程,并以给水系统初始正常运行,有1台正常运行的给水泵在t=10s时发生跳泵事件,同时备用泵收到跳泵信号后开始启动工况为例,分析了泵的转速、流量及压力随时间变化的曲线。通过分析给出了给水泵具体设定方法,解决了在工况多、边界条件复杂的情况下输入条件容易漏项的疑难问题。

AP1000核电机组装卸料机技术特点及堆芯装卸料技术难点探讨

阐述了AP1000核电机组装卸料机的结构、功能、联锁保护等技术特点,并对堆芯装卸料操作时的技术难点及应对措施进行了探讨。

CPR1000核电机组主泵热屏隔离设计分析与改进研究

针对CPR1000核电机组,如大亚湾、岭澳和岭东核电站等的主泵热屏冷却设计进行了分析研究,分析可行的改造方案来实现其有效隔离功能。在满足单一故障准则的同时,在全厂失电的工况下,可以保证主泵轴封流量并实现隔离,以避免RRI泵重新投运时对主泵轴封造成热冲击导致损坏。

AP1000核电机组与抽水蓄能电站联合运行研究

随着核电机组容量的不断增大以及核电机组发电量占总发电量的比例不断增加,后续新建的核电机组必将会参与电网调峰,本文详细解析了AP1000核电机组负荷调节方式和特点,同时根据所选分析核电机组所在地区的地址条件,结合当地抽水蓄能电站的设计规划情况提出了核电机组直接参与电网日负荷调峰的运行模式。结合抽水蓄能的运行特性,比较分析了核电与抽水蓄能机组联合的调峰运行模式。AP1000核电机组具有良好的调峰能力,在投运负荷跟踪模式时可按照"12-3-6-3"的出力方式参与电网日负荷调峰,但其调峰的深度和速度受到安全性及经济性的限制。将抽水蓄能机组与核电机组联合运行,可满足电网调峰的要求,并保证核电机组带基本负荷稳定运行。