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。

AP1000堆型核电厂主给水泵容量选型分析

根据国内外主要常规岛设计规范要求,结合AP1000反应堆主给水系统运行特点,提出3×33.3%、4×33.3%、3×50%及2×50%四种配置方案。利用动态经济比较法进行技术经济分析,得到以下结论:从经济角度分析,3×50%方案较优,尚需反应堆设计方进行相关系统瞬态验算和修改相关控制逻辑;从技术成熟角度分析,3×33.3%方案较为成熟,但在给水泵发生跳闸时存在一定的经济损失。

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核主泵叶轮典型质量问题及监造预防措施

简要介绍AP1000核主泵叶轮的制造工艺和难点,重点介绍叶轮在主泵性能试验后无损检测中对工件表观出现线性缺陷显示问题的处理过程,包括缺陷产生的原因分析、相关调查判断、修改方案以及制造过程中的经验教训和后续的质量监造预防措施,以期为主泵的后续调试、运行、维修以及国内同类型产品的制造厂提供参考借鉴。

AP1000反应堆主泵屏蔽套制造工艺浅析

简要地从材料、成形、焊接、热处理几个方面对我国引进的第三代核电站AP1000反应堆主泵屏蔽套的制造工艺进行了浅析,阐明了在屏蔽套制造过程中应该注意的问题,对于实现我国反应堆主泵的国产化具有一定的积极意义。

第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究

第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。

AP1000核电厂主泵泵壳铸造及质量控制

AP1000型核电厂主泵泵壳采用铁素体含量为8%～20%的奥氏体铁素体不锈钢铸件,其中镍含量为8%～11%,铬含量为18%～21%。本文介绍了AP1000主泵泵壳铸件制造的主要关键工艺。泵壳钢水的冶炼使用EAF电炉粗炼,经熔炼分析满足要求后,再经LF炉和VOD炉精炼完成。泵壳铸造采用木质模型,利用全树脂砂砂型铸造,采用三箱造型的底返式快速浇注并以氩气保护的浇注工艺,浇注时间控制在5分钟内完成,浇注温度控制在1 530℃～1 550℃之间,成功完成了AP1000主泵泵壳的铸造。本文同时还描述了浇注后铸件的热处理、焊接、无损检验和理化检验等方面的质量控制要求。

AP1000全球首堆三门核电1号机组四台主泵首次到达100%转速

9月12日20时21分,AP1000全球首堆三门核电站1号机组4台主泵首次到达100%转速。在100%转速持续运行5 h后,4台主泵于9月13日1时20分降至50%转速,整个运行期间,4台主泵各项参数稳定,运行正常。9月13日8时55分,主泵转速再次升至100%,一回路温度达到291.7℃、压力达到15.4 MPa,电站到达NOT/NOP平台（正常运行温度、压力）,开始进行该平台的试验项目。

某核电主泵变频器冷却系统高温异常处置分析

某AP1000核电厂主泵变频器冷却系统出现出口温度异常高的情况,影响了主泵变频器内隔离变压器和功率单元的冷却效果,可能导致变频器故障,进而造成主泵停运和核电机组跳堆风险,对核电机组的安全稳定运行造成严重挑战。通过对变频器冷却系统内特有的温度调节阀进行结构和动作原理的分析,同时对比了其他3台主泵变频器的参数变化,准确确定了主泵变频器冷却系统出口温度异常高的原因是温度调节阀故障,并成功处理了该故障。通过总结经验,为后续AP1000核电厂主泵变频器出现类似缺陷时的处理提供了借鉴。

AP1000三代核电主泵屏蔽套的制造与焊接

本文简要介绍AP1000主泵屏蔽套的结构特点,阐述屏蔽套的制造与焊接工艺。按屏蔽套的材料特性,对其焊接工艺与相关参数进行了分析,叙述屏蔽套制造、装配、焊接过程中应注意的问题,了解这些对实现后续主泵的国产化具有参考借鉴意义。

AP1000有望成我国核电主力堆型

据2013年11月6日《中国能源报》报道，除在建的两个项目（三门、海阳）外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡，以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术，AP1000技术有望成为中国未来核电发展的主力堆型。中国核能行业协会副秘书长徐玉明在近日召开的“核电厂更高的安全规范要求及解决方案”国际研讨会上表示。

AP1000有望成我国核电主力堆型

据《中国能源报》2013年11月8日报道：2013年上半年，福建宁德1号、辽宁红沿河1号核电机组相继投入商业运行，我国在役核电机组达到17台，总装机容量为14．7GW。2013年下半年，阳江5号、田湾4号核电机组陆续开工，我国在建核电机组为30台，总装机容量达到33GW。根据《核电发展中长期规划》要求，2020年我国运行核电装机容量将达到58GW。除在建的三门、海阳项目外，

中国内陆核电站和今后新开工建设的核电项目以AP1000堆型为主

2月28日，第三代核电AP1000自主化依托项目——浙江三门核电站一期工程核岛工程合同签字仪式在京举行，这标志着世界上首座AP1000核电站即将全面进入工程建设阶段。

我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳通过水压试验

福清核电站1号机组主泵泵壳在中国一重核电石化事业部一次通过水压试验，该台泵壳是我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳，成功填补了我国核电制造业的空白。

AP1000主泵电机起动特性分析计算

通过对AP1000主泵电机起动特性进行仿真分析,详细阐述了AP1000主泵电机起动仿真模型原理和计算方法,并计算出此电机临界起动条件和转速曲线。该分析计算为建立AP1000主泵电机的状态方程提供了仿真模型和计算方法,为相关技术人员提供了借鉴。

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。

AP1000主泵在不同核电项目之间的调配实施研究

本文主要依据国家核安全局发布的民用核安全设备的调配管理规定,探讨已完工未安装的AP1000主泵在不同核电项目之间进行调配,论述开展调配工作的具体实施方案,以便为后续开展AP1000主泵调配活动提供依据。

AP1000主泵制造工艺及监造

文章总结了AP1000主泵主要部件的制造工艺,结合实际设备监造工作,对可能影响到今后电厂调试、运行、维修的相关问题进行了分析,提出了AP1000主泵设备监造中需要关注的重点。

AP1000主泵变频器对电厂的影响

本项目主要研究了AP1000的主泵的特点,变频器的特点和参数,并根据AP1000主泵的供电特点,分析了主泵变频器对中国AP1000机组产生的影响。