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。

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。

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。

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。

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。

“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放射性废水中胶体核素的絮凝处理净化技术及应用

项目背景海阳核电采用美国西屋AP1000设计标准,按照《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-1986)进行设计,要求经放射性液体废物处理系统(过滤+离子交换处理工艺)处理后的放射性核素浓度(除氚和碳14)为3700Bq/L。但随着《核动力厂环境辐射防护规定》GB-6249-2011正式发布,要求滨海厂址的排放出口处的放射性流出物中除氚和碳14外其他放射性核素浓度不应超过1000Bq/L。原有的设计在面对Ag-100m等易形成胶体的放射性核素出现时就会面临新的挑战。

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。

AP1000核电厂核能供热系统热工建模及瞬态分析

某核电厂一期投运的两台AP1000机组,率先实现核能供热(热电联产)试点,在提升了核电厂热效率的同时,也减少了排放到环境中的乏热。随着一期工程450万平方米市政供热工程的投运,有必要结合核电厂、首站及市政管网系统,开展仿真分析,为核电厂供热运行提供指导。采用APROS热工软件,建立了基于全厂级的负荷预测算法的核电厂供热模型,并进行了跳双泵、加热器隔离等瞬态工况分析,保证当前核电厂供热系统安全运行。

西屋与波企签署AP1000建设合同

【美国西屋公司网站2023年2月22日报道】美国西屋公司(Westinghouse)和波兰核电厂公司(PEJ)2023年2月22日签署关于推进波兰首座核电厂建设的合同,内容涉及前端工程、早期采购和计划编制等。美国和波兰两国政府2022年11月宣布建立战略伙伴关系,并启动波兰核电建设计划。在该计划下,西屋将帮助波兰在波美拉尼亚省卢比亚托沃-科帕利诺建设3台AP1000机组。预计首台机组将于2026年启动建设,2033年投运。

美首台AP1000再次推迟投运

【美联社美国乔治亚州亚特兰大2023年6月17日电】美国乔治亚电力公司(Georgia Power)2023年6月16日表示,因汽轮机冷却系统密封件老化问题,沃格特勒核电厂3号机组商运日期推迟到2023年7月,比之前的预期时间推迟了一个月。该公司称,如果出现其他问题,投运时间可能会再次推迟。

美AP1000首堆实现首次临界

【美国乔治亚电力公司网站2023年3月6日报道】美国乔治亚电力公司(Georgia Power)2023年3月6日宣布,沃格特勒3号机组已实现首次临界,未来将逐步提升运行功率,准备并网发电,预计将于5月或6月投运。3号机组于2022年10月完成首次装料。由于此后多次发生设备问题,例如冷却系统部分管道振动、滴水阀问题以及与流经冷却剂泵的流量相关的问题,该机组近日才实现首次临界。

美波企业签署AP1000建设项目合作协议

【美国西屋公司网站2023年5月25日报道】美国西屋公司(Westinghouse)、柏克德电力公司(BechtelPower)和波兰核电厂公司(PEJ)2023年5月25日签署联合推进波兰AP1000建设项目的协议,确定了三方在核电厂设计与建设方面的合作原则,为在2023年启动设计工作和在2025年签署建设合同奠定了基础。

美首台AP1000投入商运

【本刊2023年8月综合报道】美国乔治亚电力公司(GeorgiaPower)2023年7月31日宣布,沃格特勒核电厂3号机组正式投入商运,成为美国在新世纪启动建设并投运的首台核电机组。该机组2023年3月首次临界,4月首次并网,5月首次实现满功率运行。沃格特勒4号机组正处于测试的最后阶段,已于7月获得美国核管会(NRC)装料许可,将于今年下半年或明年第一季度投运。

保国会支持建设AP1000

【世界核新闻网站2023年1月16日报道】保加利亚国民议会2023年1月12日投票通过决议,要求保政府与美国政府就在科兹洛杜伊建设1台AP1000机组展开协商。决议敦促保政府在3月1日前采取行动,加速推进科兹洛杜伊核电厂7号机组的取证和建设进程,并启动在科兹洛杜伊再建一台机组(8号机组)的审批和环境影响评价程序。

AP1000机组主泵整体拆除工作的辐射防护与优化

AP1000机组主泵承担着驱动冷却剂完成一回路循环的功能,其状态直接影响机组的运行和安全。因此,主泵的检修是机组维修项目中的重要部分,主泵整体拆除则是主泵检修中的主要项目之一,具有较高的辐射风险。本文从风险分析、EPD剂量数据以及人员防护措施、维修场地搭建方案、辐射防护人员现场监督等方面,对三门核电2#机组2B主泵拆除工作中的辐射防护进行分析与优化。

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。