ACP1000压水堆压力容器下封头制造工艺过程控制研究

ACP1000堆型秉持“能动与非能动相结合、双层安全壳、0.3g抗震要求”等国际先进设计理念,成为我国自主知识产权的第三代先行堆,其压力容器亦进行了系统改进,技术指标更为严格。而下封头由于服役环境恶劣、承担严重事故条件下堆内高温熔融物重量载荷等,对所用材料的性能及制造工艺过程控制提出了极高要求。ACP1000压力容器下封头采用RCCM 16MND5低合金钢,主要从冶炼、锻造、热处理、冲压和检验等关键工艺环节对该下封头的制造工艺过程控制进行了研究,提出了关键制造工艺参数以及过程控制要点,为ACP1000压水堆压力容器下封头的制造提供了有利参考。

ACP1000中MOX燃料组件管理初步研究

使用SCIENCE程序包对MOX燃料组件进行了初步设计和研究。在此基础上,对采用部分MOX燃料组件的ACP1000堆芯开展燃料管理研究,得到由全堆装载UO2燃料组件向部分MOX燃料组件堆芯过渡的燃料管理方案,并对MOX燃料组件和部分MOX燃料组件堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析和比较。分析结果表明,各种安全参数均满足设计要求,证明在ACP1000堆芯应用MOX燃料是可行的,并为进一步研究提供了参考。

ACP1000冷却水管道采用超疏水表面湍流流动数值模拟

目的探索超疏水表面对ACP1000冷却水管道内流体流动的减阻性能和潜在工程应用,对冷却水管道内的湍流流动进行数值模拟计算,研究具有超疏水表面内壁的冷却水圆管管道内湍流的流动特性。方法对超疏水表面采用交替的气–液、液–固表面进行模拟,湍流流动采用二维轴对称方法进行数值模拟计算。结果随着超疏水表面气液比的增大,冷却水圆管内湍流流动的摩擦阻力系数随之减小;随着超疏水表面气液比的增大,冷却水圆管内湍流流动的能量损失随之降低。结论超疏水表面的应用能够优化ACP1000冷却系统冷却水管道的流动性能。此结果对于未来进一步优化核电站冷却水系统设计提供了理论基础。

ACP1000核电厂焊接工艺评定要求的研究与制定

分析并讨论了制定ACP1000核电厂焊接工艺评定遇到的主要技术难题,包括参考版本、与国内核电标准体系的衔接、以及参考标准存在的问题,同时在制定过程中,结合国内核电建造实践,对上述技术难题进行了研究并加以解决。ACP1000核电厂焊接工艺评定要求的研究与制定,将为ACP1000核电厂的建造质量和安全运行打下坚实的基础。

基于NASPIC平台的ACP1000安全级DCS子组分配方法研究

核电厂安全级DCS系统是实现在事故工况下紧急停堆和启动专设安全设施的重要功能,以保障核安全。基于系统的重要性,采用多样性设计防止共因故障。基于NASPIC平台的ACP1000安全级DCS系统,分为4个保护组和两个逻辑系列,每个保护组或逻辑系列由两个功能完全独立的多样性子组组成,以实现功能多样性。反映同一设计基准事件的保护参数,应置于不同的多样性子组中,安全级DCS设计根据RPS需求规格书中的部分信号分配需求,将整个保护系统的所有功能,都分配到多样性子组中,这是安全级DCS设计中的一大难点。为提高安全级DCS设计工作效率,避免重复工作,本文提出一种安全级DCS子组分配方法,通过基准信号的子组分配,进行正向和反向推导,最终完成所有功能的子组分配。

ACP1000堆型核岛消防系统报警抑制分析

ACP1000核岛消防系统是该堆型为扑灭核岛可能发生的火灾而设立的,是应对核岛火灾危害的重要系统。ACP1000堆型核岛采用了全面安全防火分区设计以及数字化的控制系统,应用报警抑制设计可提高核岛消防系统运行的可靠性。分析了该堆型核岛消防系统和安全防火分区设计的特点,并基于核电厂运行的特点对核岛消防系统进行了报警分类分析和报警抑制设计,确定了核岛消防系统出现异常报警时的运行方式。

ACP1000与AP1000工程核岛消防系统设计分析

对ACP1000和AP1000两种主流三代核电机组堆型的核岛消防供水系统设计进行了分析说明,同时针对两种不同设计理念堆型的特点,对核岛厂房内的主要火灾危险设备和对其设置的灭火系统进行了解析,可为后续三代核电消防系统设计提供参考。

ACP1000核反应堆堆芯支承板锻件制造工艺研究

堆芯支承板锻件是堆内构件的核心部件,采用Z3CN18-10(控氮)奥氏体不锈钢制造,尺寸为Ф3735 mm×420 mm。冶炼时应严格控制有害元素含量,控制钢中氮铝比,以保证钢水的纯净度及细化晶粒。钢锭始锻温度控制在1100~1180℃,终锻温度850~900℃,终锻后空冷,总锻造比控制在3以上。锻后通过固溶热处理使锻件力学性能提升,并最终通过理化及无损检验证明堆芯支承板锻件各方面指标完全满足技术要求。

ACP1000堆型RVD系统中不同核安全级别管道的应力分析与评定

目的保证RVD系统管道的应力评定能够满足RCCM规范要求,保证RVD系统能够正常运行。方法首先探究弯头的柔性系数对不同核安全级别管道在应力计算上的影响;其次,借助管道分析软件PIPESTRESS对RVD管道系统最初版本的布置设计进行分析与评定,并分析应力过大的原因。考虑到柔性系数的影响,对不同核安全级别管道布置采取不同的调整方法,降低管道在各个工况下的应力。结果经过修改后的RVD系统管道应力满足RCCM规范要求。结论通过对RVD系统管道的应力的分析与评定,掌握了此类问题的解决方法,总结了设计中应注意的问题,为核电站中的管道设计提供参考。

ACP1000堆型稳压器安全阀控制设计

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出了ACP1000的控制方案设计。

ACP1000核电堆内构件用大锻件的国产化研制

介绍了ACP1000核电堆内构件用大锻件的国产化研制工作和研制结果。研制目的是掌握ACP1000核电堆内构件用大锻件的制造工艺,实现堆内构件大锻件的国产化。研制结果表明,国产化的大锻件性能优良,完全符合RCC-M(2007版)标准和锻件技术规范的要求。

ACP1000余排系统管道的强度分析与评定

目的深入研究PIPESTRESS程序计算原理和方法,总结软件的特点,并对如何更好地使用有限元软件完成核级管道计算工作提出自己的观点,为后续的管道计算工作提供指导。方法采用PIPESTRESS软件对ACP1000余排系统管道进行应力计算,结合RCC-M规范和管道分析的基本原理,从管道模型建立、载荷定义与工况组合、管道抗震分析和应力评定几个方面对PIPESTRESS软件的基本原理和具体应用进行深入分析与研究,并采用SYSPIPE软件对PIPESTRESS的计算结果进行设计验证,对产生误差的原因进行深入研究。结果虽然存在一些影响验证结果的因素,但两种软件的计算结果十分接近。结论PIPESTRESS程序能够很好地胜任对ACP1000核级管道的建模、力学分析和应力评定工作,具有良好的计算精度,该研究成果可以为ACP1000管道计算提供依据,对未来PIPESTRESS程序在新堆型中的应用也具有很大的参考价值。

我国打破国外对ACP1000主蒸汽安全阀的垄断

上海阀门厂有限公司和中国核电工程有限公司前不久在上海组织召开了国内第一台百万千瓦级ACP1000主蒸汽安全阀样机鉴定会。来自中国阀协、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院、中原对外工程公司、中广核工程有限公司、中科华核电技术研究院、上海市特种设备监督检验技术研究院等单位的专家参加了鉴定会,与会专家在听取研制总结报告、审查有关技术文件、参观制造现场及样机实物后,对该研制成果给予了高度评价,认为该样机各项性能指标达到国际同类产品的先进水平。

基于PDMS三维模型的ACP1000计量软件研究

此文在论述开发ACP1000计量软件的重要性、必要性和可行性的基础上,提出如何以PDMS数据文件为基础开发计量软件的思路,并将其应用于基本构件墙、梁、板、柱工程量的计算与统计。同时对PDMS数据文件的格式,坐标系以及数据存储进行分析,然后建立起不规则构件的工程量计算模型。并通过算例验证,此文提出的PDMS三维模型数据文件的计量软件开发方案是可行的,有一定精确度。

ACP1000内层安全壳设备非标预埋件设计

根据工艺提供的设计荷载和形状参数,按照GB 50010—2010介绍了ACP1000内层安全壳某设备非标预埋件的设计方法,并参照ACI 349—13,对该预埋件进行了受拉及受剪承载力计算,为核电站预埋件设计提供了借鉴。

ACP1000核岛疏水排气设计原则探索

ACP1000作为拥有完整自主知识产权的核电技术,其严格遵循和贯彻"纵深防御"设计要求,加强严重事故应对措施。核岛疏水排气的设计起到完善整个核岛废水和废气系统的作用,以减少运行人员的辐照和放射性物质向环境释放。本文重点探讨ACP1000核岛疏水排气设计原则和疏水排气管线布置原则,以进一步完善系统设计和提高ACP1000安全设计水平。

ACP1000项目PCS系统典型仪控设计

ACP1000项目新增了用于事故缓解的非能动系统——非能动安全壳热量导出系统(PCS),该系统具有事故后安全壳长期排热、保持安全壳完整性和作为电站第三道安全屏障的功能。为了保证上述功能的正确执行,本文对其仪控设计进行了说明与分析。本文所述的典型仪控设计方案包括钢衬里泄漏的监测、开关量仪表换型优化、PCS系统自动启动信号的逻辑研究和实现、自动信号手动复位功能以及报警逻辑的分析等方面。此方案最终可实现PCS的正确可靠运行,提高电厂运行的安全性。

ACP1000电气厂房及安全厂房防排烟系统设计研究

本文对ACP1000工程中电气厂房和安全厂房防排烟系统(VES)设计进行分析,介绍了VES系统运行原理,对与M310防排烟系统的改进部分进行了分析,描述了系统布置方面的问题。最后对ACP1000电气厂房和安全厂房防排烟系统进行了总结,希望对以后核岛防排烟系统设计工作提供帮助。

浅谈ACP1000余热排出泵泵体强度计算之开孔补强

介绍了ACP1000余热排出泵泵体开孔补强计算方法和过程,计算符合RCC-M核二级标准。

ACP1000控制棒驱动线抗震试验研究

为验证国产第三代压水堆ACP1000控制棒驱动线(CRDL)在三代核电要求地震条件下的结构完整性和功能完好性,在多点激励试验装置上,采用一组控制棒驱动线1:1样机作为试验对象,进行CRDL的抗震试验研究。试验中采用多频波法进行CRDL水平和竖直2个方向的地震激励,得到地震对CRDL落棒时间的影响;测量了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)下CRDL的加速度响应值和应变值,验证了CRDL在OBE下的运行功能和SSE下的安全功能。试验结果表明:ACP1000的CRDL在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。