CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺与清洁控制

针对CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺及清洁控制等问题,分析了初级分离器及给水环等内部构件在有限空间精确位置的调节和临时固定等难点,研究了内套筒在下壳体内同轴安装以及换热管U形端在壳体最终对接焊接时所面临的污染和磕碰问题。基于该设备各部分内部构件结构特征提出清洁安装工艺方案,通过设计和应用多种防护用具和机械支撑调节装置,取代常规焊接固定方式,更加精准控制各项安装尺寸,避免了焊接和打磨带来的内部污染。实践表明,采用该安装工艺和方法可有效提高CAP1000型蒸汽发生器内部构件的制造精度、清洁度和产品总体质量。

CAP1000核岛CR10钢框架与CV下部钢筋模块化施工技术研究

CAP1000核电站核岛反应堆基础CR10钢框架模块是CAP1000核电核岛反应堆基础的重要组成,由16个单榀模块组成,具有工程量大、施工逻辑复杂、安装精度高、施工周期长等特点。为达到优化工序、缩减工期的目的,通过分析施工逻辑、BIM三维建模、优化设计等方式,将CR10钢框架与安全壳下部钢筋组合成模块进行整体吊装,克服了钢框架模块上特殊钢筋支架设计、整体吊装防变形验算、C2钢柱与钢筋冲突、吊耳与钢筋冲突、模块及钢筋安装精度难以控制等困难,最终实现了满足整体吊装的组合模块设计。该技术实现了优化工序和工期的目的,为后续核电模块化施工提供了宝贵的经验,同时也为我国自主化核电的发展提供了有力的技术支持。

CAP1000 CA03模块吊装方法研究

大型模块吊装是CAP1000核电机组模块化施工的重点及难点,其中CA03模块是安全壳内置换料水池存箱的重要组成部分,其重量重、尺寸横跨范围大,是常见的大型结构模块。CAP1000工程中CA03模块整体吊装难度大,且吊装过程中模块容易发生形变。在CA03模块内侧焊接型钢等工装,通过有限元计算分析,研究在增加防变形工装的情况下,CA03模块吊装过程中应力、弦长间距、稳定性、位移等关键参数的变化,以此来验证CA03吊装时防变形工装的有效性及其对吊装作业的影响。

CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析

为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。

CAP1000反应堆压力容器堆测接管堆焊管座疲劳性能

CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成型,堆焊是增材制造的最原始形态。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的。采用埋弧堆焊,从堆焊结构的三个方向——垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行疲劳试验。试验结果表明,三个方向的疲劳性能基本相当。疲劳试验结果与ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材的疲劳曲线进行对比,三条试验曲线的数据点均位于ASME基准曲线的上方,因此采用ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材疲劳曲线进行堆焊管座的力学评定是合适的。

CAP1000项目装卸料机主起升机构的设计

通过对AP1000装卸料机主起升机构设计的消化、吸收和分析,对CAP1000项目装卸料机的主起升机构进行了创新设计,在维护便捷性、经济性等方面进行了改进,并实现了装卸料机的国产化。

LOCA后长期循环阶段CAP1000安全壳内碎片迁移的CFD分析

LOCA后长期再循环冷却阶段安全壳内各种碎片随水流积聚到再循环滤网．会增大流动阻力，降低再循环能力。使用fluent软件，对CAP1000在发生LOCA后长期自然循环冷却阶段的流场进行了CFD仿真，结合碎片迁移特性试验的流速数据，分析评估了CAP1000安全壳内不同碎片迁移到再循环滤网的份额。碎片迁移分析结果相比西屋评估结果，挖掘了安全裕量，为滤网的工程设计提供了参考。

统计不确定性方法在CAP1000核电厂MSLB质能释放分析中的应用研究

CAP1000核电厂MSLB质能释放分析一直采用保守的确定论方法。该方法使用大量的保守假设,如反应堆功率等参数均选取保守值。由于分析结果具有较大的保守性,因此,它可能会使后续的安全壳温度和压力响应分析裕量过小。文章将统计不确定性方法应用于CAP1000核电厂MSLB质能释放分析中,并将计算结果与应用确定论方法的计算结果进行比较,发现统计不确定性方法的结果更趋近真实情况,它可释放一定的裕量。此外,文章还引入Spcarman秩相关系数对影响MSLB质能释放结果的核电厂主要参数进行评价,发现蒸汽发生器初始水装量对于计算结果的影响较大。

第三代核电CAP1000主管道和波动管挤压制坯新工艺

分析了第三代核电CAP1000主管道和波动管实心锻造制坯主要技术难点和挤压制坯新工艺的特点,介绍了CAP1000主管道、波动管挤压制坯研制情况和检验结果。对比分析了实心锻造制坯和挤压成形制坯的优缺点,为第三代核电锻造主管道和波动管新工艺的开发提供参考。

CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究

鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点。本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事故序列的计算模拟,分析相关缓解措施投入的时机及其效果。经过梳理和分析,认为:针对安全壳长期超压失效的缓解措施是合理和有效的,这些措施使CAP1000已实际消除了安全壳长期超压失效的可能性。

CAP1000氢气缓解的设计分析和研究

在严重事故下,堆芯燃料棒锆包壳与水蒸气反应产生大量氢气。如果发生压力容器失效,堆芯熔融物与混凝土相互作用,将产生额外的氢气以及一氧化碳等可燃气体。氢气释放到安全壳,达到一定浓度后可能发生燃烧、爆燃甚至爆炸,可能危及安全壳的完整性。本文梳理CAP1000氢气缓解措施设计现状,从序列分析和概率论角度探讨了缓解措施的有效性和可靠性,探索了可能的改进措施并进行效果分析,这些分析和研究有助于对氢气风险的全面理解。

CAP1000核电厂一体化堆顶组件悬臂吊的设计与研究

悬臂吊是CAP1000核电厂反应堆本体设备一体化堆顶组件的重要组成部分。对悬臂吊的结构设计进行介绍,并分析了悬臂吊结构计算的工况,确定悬臂吊结构计算的载荷组合,对悬臂吊主要受力零部件在相应组合载荷下的力学性能进行分析和评定,为后续进一步优化设计提供了依据。

CAP1000核电机组CV电气贯穿件安装优化分析

本文简要的介绍了CAP1000核电机组CV电气贯穿件(Electrical Penetration Assemblies, EPA)安装工期优化和经济性提升的具体措施。结合依托项目AP1000机组CV电气贯穿件安装的重点经验反馈项,识别CAP1000机组EPA安装风险项,重点从屏蔽墙套筒节点型式优化、EPA本体引入方法优化、EPA泄漏率试验方法优化等三方面提出优化措施,并从工期和经济性两方面逐条与AP1000机组进行了对比,绘制了优化后的EPA安装网络计划图,为CAP系列核电机组EPA安装提供了参考。

AP/CAP建安专用顶盖模块设计

AP/CAP第三代先进核电站的反应堆厂房采用开顶式施工方式,这种方式有利于缩短土建与安装周期,但也使反应堆厂房更容易遭受恶劣气候影响。三门和海阳两个AP1000核电项目通过使用"临时屋面"提升了反应堆厂房建设期间抵御恶劣气候影响的能力,但仍有不足。本文详细研究了AP/CAP核电站的工程环境和建造逻辑,结合工程经验反馈,梳理了AP/CAP核电站临时顶盖的设计要求,研发了一种针对AP/CAP工程特点的屋面结构支座体系,并在此基础上研究了多种可满足工程需求的屋面结构。新的临时屋面结构既属于结构工程,又属于机械工程,称为"AP/CAP建安专用屋面模块"。

CAP1400反应堆冷却剂主管道冷弯压力分析

反应堆冷却剂管道(主管道)是核电厂一回路核一级核心部件之一。AP1000第三代核电主管道已成功制造,并已开发具有自主知识产权的CAP1400主管道设计。相比78t电渣锭的AP1000主管道,120t超大吨位的CAP1400主管道对弯制压力带来挑战。论文利用"应力-应变"曲线和弹塑性位移分析弯制应力和CAP1400主管道最小冷弯压力。

CAP系列核电站FCD前核岛设备采购启动时机的分析

设备采购的及早开展是支持AP/CAP系列机组第一罐混凝土浇筑(简称"FCD")后连续施工及实现安全壳顶封头就位这一重大里程碑节点的关键因素,本文将结合通用设备提资需求、机械模块完整交付需求和现场施工对主要设备安装需求,分析FCD前核岛设备采购启动的时机,为后续项目提供参考。

埋弧堆焊低合金钢熔敷金属疲劳性能研究

CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成形,堆焊作为增材制造的最原始形态^([1])。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的,因此,本文对采用埋弧焊的堆焊方法,从堆焊结构的3个方向:垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行疲劳试验。试验结果表明,3个方向的疲劳性能基本相当。

埋弧堆焊低合金钢熔敷金属组织和性能研究

CAP1000机组反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢埋弧堆焊焊接成型。为了保证堆焊结构的组织和性能的各向同性,使用与CAP1000产品堆测接管管座完全相同的材料以及焊接工艺进行焊接模拟,并从堆焊结构的三个方向,即垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行拉伸和冲击试验。试验结果表明,采用堆焊方法制作的堆测接管管座具有良好的组织性能,焊接工艺性能优良,未发现焊接缺陷;三个方向的拉伸性能和冲击性能基本相当。

大型先进压水堆核电站重大专项十年回顾

文章回顾了大型先进压水堆核电站重大专项实施十年来取得的主要成绩和具体进展,主要包括:完成了AP1000技术的消化吸收,开发出安全和经济性能领先的具有自主知识产权的CAP1400大型非能动核电站,攻克了屏蔽电机主泵、核电站数字化仪控系统、爆破阀、大型汽轮发电机、全锻造主管道、反应堆钢制安全壳、核电站用大型锻件、铟科镍690传热管等系列关键设备和材料,组织开发了以COSINE为核心的电厂工程设计与安全分析软件包,建立起一批世界水平的非能动安全试验台架并完成CAP1400非能动安全系统试验和设计验证,研究并形成了我国三代核电标准体系,建立了政、产、学、研、用相结合的核电技术创新体系和人才队伍。预期大型先进压水堆核电站重大专项确定的各项目标将全面达到,但由于示范工程开工延迟,建成的时间也将延迟。