CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺与清洁控制

针对CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺及清洁控制等问题,分析了初级分离器及给水环等内部构件在有限空间精确位置的调节和临时固定等难点,研究了内套筒在下壳体内同轴安装以及换热管U形端在壳体最终对接焊接时所面临的污染和磕碰问题。基于该设备各部分内部构件结构特征提出清洁安装工艺方案,通过设计和应用多种防护用具和机械支撑调节装置,取代常规焊接固定方式,更加精准控制各项安装尺寸,避免了焊接和打磨带来的内部污染。实践表明,采用该安装工艺和方法可有效提高CAP1000型蒸汽发生器内部构件的制造精度、清洁度和产品总体质量。

CAP1000核岛CR10钢框架与CV下部钢筋模块化施工技术研究

CAP1000核电站核岛反应堆基础CR10钢框架模块是CAP1000核电核岛反应堆基础的重要组成,由16个单榀模块组成,具有工程量大、施工逻辑复杂、安装精度高、施工周期长等特点。为达到优化工序、缩减工期的目的,通过分析施工逻辑、BIM三维建模、优化设计等方式,将CR10钢框架与安全壳下部钢筋组合成模块进行整体吊装,克服了钢框架模块上特殊钢筋支架设计、整体吊装防变形验算、C2钢柱与钢筋冲突、吊耳与钢筋冲突、模块及钢筋安装精度难以控制等困难,最终实现了满足整体吊装的组合模块设计。该技术实现了优化工序和工期的目的,为后续核电模块化施工提供了宝贵的经验,同时也为我国自主化核电的发展提供了有力的技术支持。

CAP1000 CA03模块吊装方法研究

大型模块吊装是CAP1000核电机组模块化施工的重点及难点,其中CA03模块是安全壳内置换料水池存箱的重要组成部分,其重量重、尺寸横跨范围大,是常见的大型结构模块。CAP1000工程中CA03模块整体吊装难度大,且吊装过程中模块容易发生形变。在CA03模块内侧焊接型钢等工装,通过有限元计算分析,研究在增加防变形工装的情况下,CA03模块吊装过程中应力、弦长间距、稳定性、位移等关键参数的变化,以此来验证CA03吊装时防变形工装的有效性及其对吊装作业的影响。

非能动补水对AP1000乏燃料池局部硼稀释的影响分析

AP1000非能动电厂在事故后采用非能动补水的方式为乏燃料池提供冷却,同时临界安全分析要求乏池硼浓度高于最低允许硼浓度,以保证足够的次临界裕度。基于AP1000乏燃料池设计,采用CFD流体分析软件,使用多孔介质模型和组分输运模型模拟非硼化水源补水对燃料贮存区域的非均匀硼稀释影响。分析结果表明,燃料贮存区的局部硼浓度受到非硼化水源的稀释作用有所降低。在有效控制补水的前提下,局部硼浓度最低降至约2 140 ppm,高于允许的最低硼浓度值,不影响乏燃料临界安全。

AP1000反应堆压力容器主螺栓孔检查设备定位行走分析与研究

与我国常规M310机组不同,AP1000机组反应堆压力容器为一体化顶盖设计结构,其主螺栓孔检查必须在一体化顶盖法兰面上进行检查,故进行了检查设备定位行走分析与研究,设计了一套气动控制系统。经试验验证,检查设备缺陷二维测量精度高于0.1 mm,其行走定位过程中深度偏差小于1 mm,使检查设备能够在顶盖法兰面上沿圆弧自动行走,并实现主螺栓孔精确定位。

AP/CAP系列核电站冷态性能试验电源需求分析与措施

对比分析了AP/CAP系列与M310冷态性能试验差异性。基于AP/CAP系列冷态性能试验特点,从工艺系统、仪控系统电源需求出发,对电源稳定性进行了风险分析,提出了220 kV辅助电源供电下的AP/CAP系列核电厂冷态性能试验电源配置方案,以期为后续相关工作提供参考与借鉴。

美保企业将合作建设AP1000供应链

【美国西屋公司网站2024年4月12日报道】美国西屋公司(Westinghouse)与17家保加利亚企业2024年4月12日签署合作备忘录,未来将共同加强AP1000供应链建设,为保加利亚以及其他国家即将开展的AP1000建设项目提供支持。目前有三个欧洲国家明确表示将建设AP1000机组。

乌克兰启动首个AP1000建设项目

【乌克兰《基辅邮报》网站2024年4月13日报道】2024年4月11日,乌克兰国家核电公司(Energoatom)和美国西屋公司(Westinghouse)、乌能源部以及美驻乌大使馆代表齐聚赫梅利尼茨基核电厂,参加该核电厂5号机组开工仪式。当日,完成了这台AP1000机组排水渠第一罐混凝土的浇筑。2022年6月,乌国核和西屋签署在乌建设9台AP1000机组的协议。赫梅利尼茨基将建设首批两台机组。2023年12月,两家企业签署赫梅利尼茨基核电厂5号机组设备采购合同。

AP1000屏蔽主泵上部C形密封环内残液疏排装置设计

在AP1000屏蔽主泵整体拆除过程中,需要切割上部C形密封环,但由于密封环内有一回路内的放射性液体无法疏排,会造成切割人员和设备沾污。基于此,分析上部C形密封环内残液疏排的难点,设计一种有效的疏排装置,为在核电大型屏蔽主泵整体拆除时避免沾污提供一种可行的解决方案。

CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析

为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。

CAP1000反应堆压力容器堆测接管堆焊管座疲劳性能

CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成型,堆焊是增材制造的最原始形态。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的。采用埋弧堆焊,从堆焊结构的三个方向——垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行疲劳试验。试验结果表明,三个方向的疲劳性能基本相当。疲劳试验结果与ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材的疲劳曲线进行对比,三条试验曲线的数据点均位于ASME基准曲线的上方,因此采用ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材疲劳曲线进行堆焊管座的力学评定是合适的。

AP1000厂址废物处理设施内废物桶活度测量装置测试后优化探讨

本文通过建模,验证了厂址废物处理设施(SRTF)内的200L桶辐射监测装置测量的活度与剂量率相符合,进一步用标准液体源验证了装置测量结果正确,分析了废物桶的测量层数、质量模拟、测量角度、时间、层间距等参数对测量结果的影响,并给出了废树脂桶、技术废物桶、水滤芯、盐块桶等测量优化建议。

AP1000机组催化除氧技术应用中氯离子异常趋势的分析和解决

三门核电1号机是AP1000第三代核电的全球首堆,也是国内首次采用补给水低压加氢催化除氧技术的电站,在实践应用中除氧性能优异、运行稳定。针对稳定运行一定时间后出现的氯离子趋势异常问题,进行原理分析、原因排查,提出解决方案,并经试验验证,解决了现场的实际问题,为后续的设计改进和生产变更打下坚实基础。为其他AP1000机组及催化除氧技术的设计和应用提供经验借鉴。

CAP1000项目装卸料机主起升机构的设计

通过对AP1000装卸料机主起升机构设计的消化、吸收和分析,对CAP1000项目装卸料机的主起升机构进行了创新设计,在维护便捷性、经济性等方面进行了改进,并实现了装卸料机的国产化。

AP1000剂量等效^(131)I比活度运行限值优化研究

AP1000技术规格书中一回路剂量等效^(131)I比活度运行限值是基于事故分析假设确定的,同时影响到放射性流出物的排放。根据AP1000原技术规格书中一回路剂量等效^(131)I比活度运行限值计算出的SGTR事故厂外剂量和气态放射性流出物的排放都不满足GB 6249—2011的要求。针对该问题,从碘尖峰释放机理、碘尖峰现实倍率、运行限值和条件以及放射性废物处理系统处理能力等方面进行了研究。计算结果表明,可将一回路剂量等效^(131)I比活度的碘尖峰运行限值优化到1.11×10^(6)Bq/g以满足GB 6249—2011的要求,同时不会对核电厂运行造成制约。

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。

“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

AP1000再循环管道系统的检查装置设计与开发

基于AP1000电站在安全壳淹没事故工况下对安全壳再循环管道的检查要求,开发了一套安全壳再循环管道检查装置。描述了安全壳再循环管道检查装置的设计思路及软硬件结构,在满足检查要求的同时丰富了已有的检查思路。经基础功能验证,证明了检查装置有较好的性能和多样化的扩展性。

LOCA后长期循环阶段CAP1000安全壳内碎片迁移的CFD分析

LOCA后长期再循环冷却阶段安全壳内各种碎片随水流积聚到再循环滤网．会增大流动阻力，降低再循环能力。使用fluent软件，对CAP1000在发生LOCA后长期自然循环冷却阶段的流场进行了CFD仿真，结合碎片迁移特性试验的流速数据，分析评估了CAP1000安全壳内不同碎片迁移到再循环滤网的份额。碎片迁移分析结果相比西屋评估结果，挖掘了安全裕量，为滤网的工程设计提供了参考。