AP1000标准设计中土层下边界的敏感性研究

土层下边界的取值是软土场地抗震分析的关键参数之一。在最初的AP600的设计中土层的下边界被定义在地T240ft位置，在后续的AP1000标准设计中又将其调整为地下120ft由于西屋并未对下边界的选取依据给出明确的解释，因此本文通过建立两种场地特性、两种不同深度（120ft、240ft）的土-结构模型开展了土层下边界的敏感性研究。研究结果表明120ft土层边界条件下的结构水平向反应较240ft边界条件下要大，建议在AP1000的标准设计中选取120ft作为土层下边界，同时需要关注结构的竖向反应、

探讨改进AP1000标准设计

引进美国西屋公司的AP1000先进非能动压水堆项目已经在浙江三门和山东海阳逐步展开。我国将以两个本土化依托项目为基础,通过消化、吸收、再创新,创造出中国自主品牌的大型先进压水堆核电站。简要介绍了AP1000机组标准设计的特点,并分析了其有待完善优化的原因。通过分析AP1000的标准设计,将其与其他压水堆型比较,指出其在堆芯设计、冷却剂流量匹配、反应堆冷却剂泵(主泵)等方面存在的可以优化的设计,对改善安全性和经济性提出了参考建议。最后对我国大型先进压水堆研发专项提出几点建议。

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。

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。

稳步推进AP1000核电厂标准设计

自国家发改委明确我国内陆核电厂址建设AP1000堆型以来，国家核电加大了AP1000核电厂标准设计的推进力度。国家核电把建成首批内陆AP1000核电厂作为我国消化吸收三代先进核电AP1000技术的重要标志之一。为推进AP1000后续项目的前期工作，国家核电上海核工程研究设计院在核电厂安全审评准备、核电法规标准对比分析、初步设计推进等三方面扎实开展工作。

AP1000核电设备蒸汽发生器出口接管与泵壳异种材料焊接工艺研究

AP1000核电机组采用先进的第三代核电技术,其核岛主设备蒸汽发生器中冷却剂出口接管与泵壳之间为异种材料焊接结构,填充材料为镍基合金,焊接难度较大。通过工艺开发与试验,焊接坡口设计试验、窄间隙坡口焊接工艺、钨极选用、焊接参数开发等方面对AP1000蒸汽发生器出口接管与泵壳异种材料的焊接工艺进行了试验研究,确定的焊接工艺能够获得稳定的焊接质量,满足产品焊接要求。

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。

AP1000核岛CA20模块混凝土浇筑技术研究

本文通过对AP1000核电中结构模块CA20混凝土浇筑的特点、难点分析,从混凝土浇筑技术的主要研究问题、研究方法及可行性论证、模拟试验等方面进行了详细研究,采用理论分析和试验模拟的方式对提出的方法进行验证,针对过程中出现的问题进行分析、改进、总结,最终形成一个完整的CA20结构自密实混凝土浇筑方法。

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。

不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响

在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。

AP1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用

分析AP1000设计地震反应谱(CSDRS)与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱(SRS)和AP1000CSDRS。基于5种设计场地模型将AP1000CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的AP1000设计谱。计算结果表明,AP1000CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造AP1000核岛结构,应进行AP1000CSDRS的保守性分析。

AP1000设计基准事故试验热冲击过程数值模拟

针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变化过程及其空间分布状态.结果表明:超音速蒸汽射流进入试验仓,经挡板减速并改变方向,与仓内空气混合,同时压缩空气,使仓内介质温度和压力快速上升并达到要求值;试验仓内瞬态压力分布均匀,但温度分布取决于蒸汽的流动,随着蒸汽不断充满试验仓,1s后仓内温度分布趋于均匀;储汽罐释放高温高压过热蒸汽充入试验仓的工艺可以满足DBA试验第1s热冲击试验要求.

AP1000核电项目设计标准应用

对第三代核电AP1000核电项目的设计应用原则进行介绍,总结和提出对于引进核电标准本地管控措施,通过典型案例进一步验证了标准转化的良好实践,并提出AP1000后续项目的管理建议。

基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化

非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一。采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5。结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素。基于计算结果提出两种方法对系统进行优化:1)在另一回路增加同样1套PRHR系统;2)在原有系统基础上增加一PRHR热交换器。通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化。

核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介

首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况,同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索,接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息,以供参考。

近期核电厂抗震设计输入及AP1000核岛隔震的总体考虑

介绍了近期美国、日本和中国核电厂抗震设计地震动规范的现状和趋势,以上海核工程研究设计院开展的AP1000机型核岛基础隔震设计课题为例,分析了AP1000机型核岛基础隔震设计的必要性及总体概念设计内容,研究了美国核管会目前重点关注的核岛基础隔震设计内容以及上海核工程研究设计院的应对策略,研究成果为核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了重要的参考依据。

AP1000核电汽轮机设计特点分析

随着安全性要求的提高,AP1000将会是今后国内市场主力堆型之一,文章详细分析了东方引进的匹配AP1000堆型的核电汽轮机的设计特点。重点介绍了高中压模块、低压模块、末级叶片等主要部件的结构特点及机组的技术成熟性。