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。

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核电厂放射性废液复用与排放研究

AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水、洗手废液、化学废液四类放射性废液的特性,包括废液产生量、放射性活度浓度、氚浓度等与废液复用潜在用户化学和容积控制系统、乏燃料池冷却系统用水关键指标的匹配程度。结果表明,反应堆冷却剂流出液、洗手废液和化学废液不具备复用可行性,建议处理后排放;地面疏水和设备疏水具备复用至乏燃料池冷却系统的可行性,建议经过处理后,复用做乏燃料池蒸发补给水。采用该复用方案后,单机组放射性废液排放量减少了1 660 m3/a,占放射性废液产生总量的55%,对实现内陆核电厂放射性废液"近零排放"具有重要意义。

AP1000核电厂厂用电切换方式探讨

从现实的角度来看,AP1000核电厂厂用电切换方式的选用对于核电厂日常管理工作的有序运作有着重要的意义。该文以AP1000核电厂为例,从其设计理念着手进行论述,探究AP1000核电厂厂用电切换方式的利与弊,并结合现实状况对该核电厂厂用电设计以及设备选型进行剖析,以期相关论述内容能为实践提供有益的借鉴。

AP1000核电厂固体放射性废物处理工艺研究

随着我国核电的发展,特别是以AP1000为代表的第三代核电的蓬勃建设,放射性废物处理也有一些新的技术。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂的放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的固体废物处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。

AP1000核电厂放射性废液处理工艺研究

随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的放射性废液处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。

浅论桃花江AP1000核电厂生活污水处理站工艺

介绍了污水处理的原理及生活污水处理的常用工艺,对几种常用工艺应用于核电厂的可能性进行了选择。描述了桃花江AP1000核电厂生活污水处理站倒置A2/O工艺及建造过程,分析了遇到的问题,给出了解决问题的建议。

AP1000核电厂PCCAWST水箱施工技术

通过对非能动安全壳冷却辅助水箱(PCCAWST)施工过程的研究,提出了应用正装法和倒装法同时施工,并对这2种方法进行了比较,提高了整体施工效率,通过制定科学合理的焊接顺序,提出了切实可行的应对措施,减小了焊接变形量.此外,对设计和施工改进提出了建议,为将来AP1000核电厂箱罐工程的建设提供了参考依据.

AP1000核电厂常规岛及BOP调试外委的策划与实施

从AP1000核电厂常规岛及BOP调试外委技术规格书与合同编制、调试文件编制、调试实施三个阶段分别入手,阐述了CI&BOP调试外委策划与实施的关注要点和管理事项。

AP1000核电厂地下综合管廊规划分析

综合管廊是核电厂的重要基础设施,其中涉及电厂给排水、工艺、暖通、电气等多个系统的诸多管线,内容繁多复杂。相比城市综合管廊,其内部管线的布置要求更多、更高。结合目前AP1000核电厂总平面布置和管线分布特点,介绍管廊平面规划、竖向设计等方面的一些设计经验。

电感耦合等离子体发射光谱法测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜

研究电感耦合等离子体发射光谱(ICP-OES)法测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜的方法,优化了ICP-OES的仪器工作方法和分析条件,排除钼酸根、TTA、亚硝酸根基体干扰,采用标准加入法和标准曲线法,选择合适的波长与基体匹配。本方法线性范围宽,分析速度快。结果表明:所建立方法的准确性、精密度和长期稳定性均满足要求,是测定Ap1000核电厂闭式循环水系统内的铁、铜分析非常可靠的方法。

AP1000核电厂自并励静止励磁系统磁场开关选型分析

本文通过AP1000三代核电自并励静止励磁系统与常规核电CPR1000无刷旋转励磁系统比较，对自并励静止励磁系统磁场开关进行选型分析，针对两台磁场开关并列运行这种新方式所带来的问题，提出了相应的解决方案，为后续采用自并励静止励磁系统的设计提供了参考。

AP1000核电厂安全级仪控系统施工要点及对策

AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统,其中保护和安全监测系统(PMS)属于安全级,该系统现场安装的全过程需要高度关注。PMS系统安装的实体工作可分解成三大类:处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。通过首堆工程中PMS系统安装实践积累下的经验与教训,必将对后续AP1000机组的安全级仪控系统提供了宝贵的参考价值。

AP1000核电厂防火用钢板墙施工技术简介

为满足防火防爆的功能要求,构成独立的防火防爆分区,AP1000核电厂核岛厂房内部大量使用防火用钢板墙,而在安装过程中因现场制约因素多,施工难度大,遇到了一定的困难,通过经验的积累和技术的改进,现已形成一套较为成熟的施工技术,可在后续的机组建设中作为施工参考。

AP1000核电厂MSIV与MFIV仪控设备预防性维修优化研究

本文结合AP1000核电厂MSIV和MFIV的仪控调试和大修实际工作经验,对关键仪控设备(如:压力变送器、磁接近式开关和电磁阀)从更换周期和经验反馈出发,对隔离阀仪控设备总体预防性维修工作的开展周期和项目提出了一种优化建议。

AP1000核电厂设计经验反馈体系建设

核电站的项目建设期包括设计、采购、土建、安装、调试和试运行等阶段,其中设计阶段的质量是其他阶段质量的基础,而通过引入外部经验反馈可有效提升设计质量。本文以某AP1000核电厂的工程实践为例,从经验反馈收集、筛选、分析、审批、落实、验证关闭六个方面对设计领域经验反馈体系的建设和运转过程进行具体介绍。

浅谈AP1000核电厂寿期末降功率运行策略与实施

寿期末降功率运行是延伸运行的一种方式,通过降低功率来提供正反应性,以实现延长循环长度,推迟机组换料大修时间的目的。核电厂寿期降功率运行策略的制定需要综合考虑寿期末运行方式、降功率的起始时间、降功率后的控制方式、降功率的限制和风险等因素。论文以国内某AP1000 核电厂寿期末降功率运行研究与实施为例,分析和评估几种不同的寿期末降功率策略,为后续AP1000 核电厂寿期末降功率运行提供借鉴和参考。

海阳核电厂(AP1000机组)放射性废物管理系统建设探讨

本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂采用合理的放射性废物管理系统建设模式提供参考,有利于实现放射性废物最小化。

AP1000核电厂支撑钢结构稳定性分析方法研究

AP1000核电厂支撑钢结构的力学设计主要遵循美国建筑钢结构设计规范(AISC 335-1989和AISC N690),其稳定性分析主要采用有效长度法。而最新版的建筑钢结构设计规范(ASIC 360-2010)中首选直接分析法,有效长度法作为其替代方法。此外,相比于AISC 335-1989,AISC 360-2010中明确要求考虑钢结构的非线性二阶效应以及初始缺陷等对稳定性分析的影响。本文详细阐述了AISC 360-2010中稳定性分析的要求,以及直接分析法与有效长度法的特点,并以1个支撑钢结构框架为例,采用力学分析软件GTStrudl进行了2种方法的研究与比较。结果证明,对于简单结构,2种方法都适用;对于复杂结构,直接分析法较为简便高效。