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。

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核电站1250MW机组循环水系统优化运行研究

凝汽器真空是影响机组出力的主要因素之一,它主要取决于凝汽器与循环水的参数。在不同循环水进口温度条件下,合理改变循环水流量是维持凝汽器真空的有效办法。对于循环水流量不连续变化的循环水系统,确定其在机组不同负荷和循环水进口温度下最经济的循环水泵编组运行方式,对电厂的经济运行具有重要意义。针对国内AP1000核电机组,结合该机组热力系统的特殊性,以变工况计算为基础,依据循环水系统优化数学模型,确定了在机组不同负荷和循环水进口温度下循环水系统的最佳运行方式,为机组优化运行提供了依据。

AP1000核电站用大直径薄壁SA106B无缝钢管的研制

介绍了AP1000核电站核岛蒸汽发生器系统用大直径薄壁SA106B无缝钢管的性能特点、生产工艺及关键技术。经检验,SA106B钢管的冶金质量、化学成分、力学性能、无损检测等各项指标均满足ASME相关规范的要求,能够满足AP1000核电站核岛蒸汽发生器系统对碳钢无缝钢管的需求。

AP1000核电站主要电气系统设计特征

以AP1000为代表的第三代核电机组由于采用了非能动的安全设计理念,其电气系统的设计具有与第二代核电机组完全不同的特征。通过对AP1000核电机组主要电气系统的设计进行分析,指出其主要设计特征及设计要点,为第三代核电机组设计自主化提供参考。

AP1000核电站额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态分析

AP1000核电站额定功率运行时采用3台33.3%容量电动泵提供给水,无备用泵。通过对100%和70%额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70%额定功率运行;并通过对CENTS程序建立的单台给水泵跳闸瞬态的仿真结果数据进行分析,验证了此瞬态下无需快速降功率动作,反应堆功率自动控制系统与蒸汽旁排系统能够将一回路平均温度维持在允许范围内,期间不会发生蒸汽发生器窄量程液位低跳堆事故,上述分析结果对AP1000核电站调试和运行具有重要参考意义。

AP1000核电站主管道的窄间隙自动焊技术

核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其焊接一直以来都是核电站安装工作的重中之重。AP1000堆型取消了主管道过渡段,相对之前的压水堆堆型,对焊接变形控制有更高的要求。同时新的管道设计对焊接作业的实施,也是新的课题。文中重点从AP1000核电站主管道母材、坡口形式、焊接材料选择、施工工序、窄间隙自动焊、焊接变形控制和焊接收缩量等方面对主管道窄间隙自动焊技术进行了介绍。最后,通过对实际变形数据进行分析,证实了此种焊接工艺和施工步骤的合理性。

AP1000核电站主设备支撑焊接施工质量控制

AP1000核电站是先进的三代核电,主设备核一级支撑运行环境辐射性强,动载荷和冲击载荷频繁,工况恶劣,支撑安装焊接质量要求很高。焊接质量控制特点是:技术准备的前瞻性和严格执行工艺规程参数和工艺试验模拟验证的技术工艺措施。必须采取一定的工艺措施,通过模拟试验验证有效后,再用于实际产品的安装焊接。结合现场实际施工情况,对AP1000主设备支撑安装焊接过程质量控制进行阐述,有助于后续项目的焊接施工质量控制。

数字仪表堆外核测量技术在第三代AP1000核电站中的应用

堆外核测量系统是核电站重要的核安全级系统,该系统的正常运行为核电站的安全提供了重要的保障。本文着重介绍核测量技术在世界上最先进的第三代AP1000核电站的应用。

AP1000核电站模拟机KVM网络的优越性

AP1000核电站模拟机的硬件设计使用不同的KVM切换器形成了强大的KVM网络,对模拟机服务器以达到多层次、深角度的控制,本文对AP1000核电站模拟机的KVM网络进行了详细的介绍,并具体阐述了KVM网络的优越性。

AP1000核电站发电机接地方式的选择及容量计算

文章首先对比了中性点接地的不同方式对于发电机中性点接地方式的适用性;其次介绍了AP1000核电站在厂用电设计及发电机中性点接地方式选择的方案;最后对比了两点接地和单点接地相比的优缺点,指出两点接地更加能满足核电厂对厂用电安全可靠的要求。

AP1000核电站建设工期分析

本文从三个方面对AP1000建设工期进行简要分析:1类似核电站建设工期趋势;2首堆延误原因分析;3国内第二批次AP1000核电站建设工期探讨。分析得出AP1000批量化建设的建议工期约60个月。

AP1000核电站施工中国标材料现场焊接问题探讨

随着我国核电设备的建设,越来越多的美标材料由国标材料替代,在施工中必须严格执行作为AP1000核电站焊接标准指导规范的ASME标准和AWS标准,这与国内核电站的焊接标准不一样,有时在应用时会遇到标准理解上的问题。本文通过对国标材料焊接过程中需要的焊工资格考试要求和HAF.603,ASME及AWS对目视检验标准的比较,给出了在施工中由于材料代换引起的国标材料不能直接按照美标进行工艺评定的解决方法和依据,以期给读者有益的启迪和参考。

某AP1000核电站汽水分离再热器设计特点分析

汽水分离再热器(Moisture Separator Reheaters,MSR)是压水堆核电站二回路的重要组成设备,其安全稳定运行对核电站的安全运行至关重要,同时其再热器端差等性能参数对机组的经济性影响亦较大。为此,首先对MSR的功能及其技术发展进行了阐述,进而对AP1000 MSR的总体结构及翅片管的强化传热、扫汽管束的应用、节流孔板配汽的应用、低压缸入口蒸汽温度控制特性等设计特点进行研究。通过对AP1000 MSR先进设计技术的引进、消化、吸收,从而促进自主创新技术的研发和应用。

不锈钢剪力钉在AP1000核电站特殊钢结构模块上的应用研究

针对剪力钉焊接在S32101不锈钢表面时容易出现质量缺陷的问题,结合工程上实际发生的质量问题和理论分析,采用在不锈钢钢板上焊接不锈钢剪力钉,并确定不锈钢剪力钉的最佳焊接参数和工艺。结果表明:通过合理的焊接工艺,不锈钢剪力钉焊接在不锈钢上能很好地满足设计的力学性能要求。