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。

环境侧风及大气逆温作用下的AP1000核电机组间接空冷系统热力特性的数值研究

开展间接空冷技术在内陆缺水地区核电机组上的应用研究具有前瞻性和必要性。以内陆缺水场址建设AP1000核电机组为例,对环境侧风及大气逆温作用下常规岛间冷塔的热力特性进行深入研究,通过数值模拟,获得不同环境风速和逆温温差下,间冷塔散热量、通风量以及机组背压的变化规律。结果表明,在环境风速4～8m/s区间内,间冷塔的散热量和通风量均随风速增加而降低,机组背压随风速增加而升高。在近地面50～500m的逆温层内,间冷塔的散热量随逆温温差增加而下降,机组背压随逆温温差增加而升高,变化趋势近似成线性关系。大气逆温层温差变化1℃时对间冷塔热力性能的影响小于侧风风速变化1m/s的影响,当逆温温差4℃时,对间冷塔冷却效果的影响相当于侧风风速等于6m/s的影响。研究结果可以为AP1000核电机组间接空冷系统的设计提供参考依据。

内陆AP1000核电项目低放废液排放的主要污染物及其处理技术

AP1000核电站是我国未来短期内陆核电建设的主力堆型,其低放废液的排放与管理是水资源管理部门所关心的重要内容之一。氚、除氚外核素和硼是内陆AP1000核电站低放废液排放的主要污染物,本文对这些污染物的处理技术进行了总结。

AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究

与"二代加"核电站相比,AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试,为主管道安装设计提供技术支持。试验表明,主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为4 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达6 mm。盲孔法测试结果表明,主管道焊接残余应力主要集中于热影响区,轴向应力略高于环向应力,高达245 MPa。

BP神经网络在AP1000核电站事故诊断应用中的初步研究

核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要。本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类型时的准确性。结果表明,BP神经网络能正确诊断所分析的事故序列。

AP1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。

AP1000核电站安全壳筒体测量研究

以AP1000核安全壳筒体的测量为目标,依据安全壳筒体制作的实际情况与筒体组装的精度要求,通过建立安全壳筒体对接模型和对筒体半径与垂直度进行测量研究,提出了实现安全壳筒体组装测量的一整套方法,该方法可为其他核电站的相关测量工作提供借鉴。

关于AP1000核电厂时间同步系统的方案研究

随着AP1000核电技术的引进,我国已建AP1000海阳、三门核电站。核电站作为电力系统非常重要的电源点,其安全稳定运行对电网具有非常重要的意义。时间同步系统作为AP1000核电站通信子系统之一事引进西屋设计方案,经梳理分析发现该方案不完全适合我国电力系统需求,在今后的运行过程中也会存在一定问题。针对这一现状,笔者通过对目前AP1000核电站时间信息需求、系统的构成分析等,查找存在问题,在汲取我国电网500kV及以上变电站时间同步系统设计理念的基础上,提出AP1000核电站时间同步系统组网的全新设计理念,以便彻底解决目前AP1000核电站时间同步系统所存在的薄弱问题,为核电站内各类控制系统提供可靠保证。

复杂产品系统的关系营销模式及应用——以AP1000核电工程为例

复杂产品系统关系营销将单纯的顾客关系扩展到了企业与供应商、中间商、竞争者、政府等的关系,集成商、客户、供应商构成了利益相关的价值网络。文章阐述了复杂产品系统项目成员间的营销网络关系及实质:通过营销资源配置、系统的报告机制和控制机制构建,"获得接近技术前沿的能力、形成产品序列",实现自主创新。最后,文章以AP1000核电项目为研究对象开展了复杂产品系统关系营销的应用研究,提出政府主导、设置核心技术公关,实行国内技转分许可,整合与调控中核集团、中广核、高等学校、科研院所等资源,使我国在较短时间内提升AP1000核电自主制造水平的建议。

AP1000核电设备鉴定试验探讨

介绍了AP1000核电厂安全级设备鉴定的基本过程和鉴定试验序列,对热老化、辐照、抗震、设计基准事故模拟等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了讨论,指出了AP1000核电设备鉴定对试验设施条件、试验方法标准、实践经验等方面的新要求和新挑战。

AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能分析

随着化石能源的减少,核能是达到工业应用、可大规模替代化石燃料的新能源。钢质门作为核电站中重要的防护设备,其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等。本文以对开式普通钢质门为研究对象,以安全停堆地震作为设计地震载荷,采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估。结果表明:钢质门整体结构均能满足安全停堆抗震设计要求。钢质门以前后弯曲振动为主,左右门扇锁紧处应力最大,局部结构有待加强以提高安全裕度。

AP1000核电给水泵系统设计及改进

详细介绍了核电给水泵系统的作用、常用设计及特点,并针对火电和核电给水泵系统配置进行了分析。重点就AP1000核电给水泵系统的性能要求,系统组成,系统设计特点及最大点流量问题进行了详细说明。最后针对Ap1000核电给水泵系统改进措施提出了建议。

AP1000核电站主管道焊接变形与残余应力研究

与“二代加”核电站相比，AP1000核电站主管道首次采用TP316LN控氮奥氏体不锈钢的整体锻造技术。本文通过主管道试件焊接变形与残余应力测试，为主管道安装设计提供技术支持。试验表明，主管道在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段，焊接1／4厚度时，变形量为4mm左右，焊接完成后，焊缝收缩量高达6mm。盲孔法测试结果表明，主管道焊接残余应力主要集中于热影响区，轴向应力略高于环向应力，高达245MPa。

AP1000核电站仿真分析平台的研发

介绍了AP1000核电站仿真分析平台的结构及设计方案。基于RELAP5程序开发了热工水力模型,采用Matlab/Simulink仿真建模软件和工业组态软件构建了控制系统模型和人机界面,构成了AP1000核电站仿真分析平台。机组线性降负荷和阶跃降负荷仿真测试结果表明,该平台能够较好地模拟系统变功率瞬态工况,可进行相关技术培训和核电站仪表控制系统的验证、参数优化等。

基于键合图理论的AP1000核电站汽轮机系统建模及仿真研究

AP1000核电站汽轮机系统是一个复杂且具有多种能量耦合的系统。利用功率键合图理论,针对建模对象的热力学性质和流体能量性质,建立了AP1000核电站汽轮机系统的伪键合图模型,通过仿真验证了该模型的正确性和有效性,为AP1000核电站汽轮机系统控制策略的研究提供了精确的模型对象。

AP1000核电转子线圈端部整组成形工艺及相关工具的设计

介绍了AP1000核电转子线圈的整组成形工艺过程,以及为实现这些工艺过程所设计的相关模具的主要结构、设计原理、使用效果等。阐述了在核电转子线圈制造中遇到的一些工艺上的难题,以及解决这些难题的方法,详细地介绍了自制的转子线圈端部整形检测一体设备及其使用效果,还介绍了转子线圈直线部分与端部焊接的专用工具。使得AP1000核电转子线圈顺利制造完工。

AP1000核电工程运用“SC结构”土建施工管理的实证研究

钢板—混凝土结构(Steel Plate Reinforced Concrete Structure)简称"SC结构",为钢板和混凝土的组合结构,是一种没有钢筋和模板的新型结构。通过该结构在三门AP1000核电工程中的应用,证实其具有缩短施工工期、降低施工成本、提高工程质量等特点,并且能够降低现场劳动强度、提高结构的抗震能力,满足低碳施工的要求,具有广阔的应用前景。

AP1000核电厂设备鉴定概述

设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,并基于AP1000设备鉴定的经验,对后续核电国产化设备鉴定提出了建议。

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核电循环水泵选型及配置分析

循环水泵与方案配置是否合理直接影响整个核电机组的热经济性和安全性。从循环水泵的选型原则、方案选择和经济性比较等方面,通过分析比较后给出金属混流泵及混凝土蜗壳泵的优缺点,并指出这两个技术方案各自的优缺点和适用范围。