AP1000机组小破口失水事故模拟分析

采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降,反应堆系统压力降到13.09 MPa时,触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热;当反应堆系统的压力降到1.52MPa时,堆芯水位开始上升;到反应堆系统压力达到0.29 MPa后,压力开始趋于稳定。计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样。

AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管

非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

关于AP1000循环水泵与凝汽器配合方案的讨论

归纳了核电机组中常见的循环水泵与凝汽器的配置方式,分析了各种配置方式对机组运行的影响。在极端情况下,需考虑单台或多台循环水泵突然停运时,对凝汽器背压产生的影响。如果某台循环水泵停运,将改变凝汽器的运行状态,并产生瞬时压力差,同时,给系统的安全运行带来隐患。

AP1000核电站常规岛低加疏水泵配置及选型优化

核电机组常规岛低压加热器(简称低加)疏水泵不同的配置方案影响低加疏水系统的可靠性和经济性,为了优化系统性能,通过对现有国内规程和国内外不同堆型常规岛低加疏水泵配置方案的对比分析,结合AP1000常规岛低加疏水泵及相关系统的初投资,并考虑运行费用的影响,从经济性角度提出了低加疏水泵配置3台的合理性。在此基础上,根据低加疏水泵初步选型结果及低加疏水泵的特性曲线,通过经济分析,对低加疏水泵的选型流量和扬程进行了优化,提出了低加疏水泵流量按额定工况选择的建议,并对其扬程选择进行了优化,降低了低加疏水泵的运行费用。

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。

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。

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核电机组抽汽供热经济性分析

以AP1000核电机组为例,结合一回路热功率的限制特性和二回路热力系统计算方法,针对不同的抽汽供热负荷,分析了从主蒸汽和五抽抽汽供热对机组发电功率的影响。当抽汽供热负荷较小时,采用主蒸汽抽汽供热的方案对机组电功率和一回路的影响较小。当抽汽供热负荷增大时,从五抽抽汽供热具有显著的经济性。此外,由于一回路的功率限制特性和堆跟机的控制模式,在抽供热机组的一回路堆功率控制中应考虑供热负荷的修正,保证堆功率不超限,同时尽量提升发电功率,提高机组经济性。

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。

AP1000主给水泵组的设计选型分析

对第三代先进型压水堆AP1000首堆工程主给水泵组的设计选型进行了分析,对选择一回路最佳估算流量下的接口参数作为二回路主给水泵组的设计输入进行了论述,阐述了主给水泵组的流量、扬程、电机功率等性能参数的设计选择过程,供后续AP1000堆型二回路主给水泵组的设计选型借鉴和参考。

AP1000核电机组供热方案研究及分析

核电机组燃料成本低,无污染物和二氧化碳排放,因此核能机组供热能更好满足我国社会经济发展的需要。本文以AP1000三代百万核电机组为例,对高压缸排汽抽汽、再热热段抽汽等2个供热方案进行了对比分析,并介绍了各抽汽方案对机组经济性、安全性等方面的影响。结果显示:高压缸排汽抽汽方案的经济性最优,具有更好的综合技术经济性。

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机组循环水泵叶片角度调节原理及调试方法

介绍了AP1000机组循环水泵概况,论述了循环水泵叶片角度调节机构、调节原理及叶片控制单元的调试方法。分析了调试和运行期间叶片控制机构可能会出现的故障及原因,提出了预防措施。

AP1000蒸汽发生器制造难点分析

通过总结浙江三门核电站在建的全球首台AP1000核电机组蒸汽发生器制造过程中所遇到的部分制造难题,简要分析其制造要点,为后续AP1000核岛主设备国内制造提供借鉴和参考。

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主泵拆装设备的开发与应用

随着核电技术的发展,我国在第三代压水堆核电机组的设备制造中,也有许多创新和设计上的开发利用。以AP1000机组主泵的组装试验为例,给出了AP1000主泵安装的技术条件,并根据国产化主泵拆装设备的技术特点,结合三门与海阳核电机组主泵安装的实践经验,详细阐述了主泵的安装方案和施工流程,为后续核电机组主泵的安装,提供参考。

AP1000润滑油系统冲洗周期长的原因分析及应对措施

介绍了AP1000核电汽轮发电机组润滑油系统冲洗,分析了影响润滑油系统冲洗的制约因素,并对此提出了相应的应对措施和解决方法,为同类型机组的润滑油系统冲洗提供参考。

AP1000核电机组蒸汽发生器的吊装

第三代压水堆核电机组和以往的核电机组不同,在设计和建造方面都有许多特点。蒸汽发生器的结构和支撑方式均有改变,所以,需重新考虑AP1000机组蒸发器的安装工艺,并提出了蒸汽发生器的安装方案。

AP1000机组MR40转运容器结构设计

MR40转运容器专门用于抓取和转运AP1000机组水回路系统中产生的放射性废过滤器芯。本文结合抓取对象的结构形式和操作工况等要求,给出了1套设备的结构设计方案,采用1套带有提升机构的无动力自重式机械抓具的铅容器来满足废过滤器芯的抓取和辐射防护等要求,并进行了相关的辐射防护和力学计算。最终,设备制造完成后顺利完成了各项试验,证明该结构设计满足使用要求。