CAP1400核电厂辐射防护审评关键技术及软件系统研发初探

依托大型先进压水堆核电站国家科技重大专项CAP1400辐射防护审评关键技术研究及软件系统研发课题,详细介绍了目前针对CAP1400辐射防护审评关键技术及软件系统研发的研究进展及阶段性成果。

CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计研究

介绍了CAP1400机组堆腔屏蔽设计特点,介绍了CAP1400机组RPV区域堆腔中子屏蔽设计的分析方法、过程和关注事项。采用高精度的蒙特卡罗程序,建立精细化的反应堆厂房辐射场计算模型,基于先进的减方差技巧进行方案设计,对比分析堆腔屏蔽设置前后反应堆厂房辐射场变化,论证了设置中子屏蔽的必要性,最终实现CAP1400核电厂堆腔中子屏蔽的最优化设计。

CAP1400核电厂主管道112吨电渣锭研制

文章简述了在世界上首次生产CAP1400主管道用SA376 TP316LN 112 t电渣锭的关键技术和取得的成果,指出生产CAP1400主管道锻件必须采用电渣锭,电渣重熔的关键是有效保证超低碳、氮含量、高纯净度和高均匀性。

CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证

本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。

CAP1400核电站屏蔽厂房结构特性与老化管理研究

为了实现对CAP1400核电站屏蔽厂房的全寿命期间老化管理,在开展CAP1400核电站屏蔽厂房的结构特点分析和老化降质机理研究的基础上,详细分析了屏蔽厂房监检测技术和评估方法,并对CAP1400核电站的屏蔽厂房老化管理方法进行了探讨,为CAP1400核电站屏蔽厂房全寿命老化管理奠定基础。

CAP1400示范核电厂玻璃钢外包混凝土管施工技术

国核压水堆CAP1400示范核电厂的循环水进排水压力管道采用玻璃钢管外包混凝土结构,该结构具有玻璃钢和钢筋混凝土的特性,符合电厂冷却水设计需要。通过对结构的选型、施工逻辑、管道的安装、混凝土结构施工技术特点、高爬坡段以及穿墙套管封堵等施工难点的总结,为大口径玻璃钢外包混凝土结构施工提供参考。

CAP1400自主核电次末级空心叶片制造技术研究

文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。

CAP1400主蒸汽管道自动焊工艺研究

文中通过对CAP1400核电站主蒸汽管道SA-335 Gr.P11焊接性能及焊接工艺进行研究与分析,针对自动焊工艺出现的未熔合、未焊透及背面成形不良等缺陷进行原因分析,从焊接坡口形式、氩气室布置等方面制订有效的自动焊工艺措施,开发出SA-335 Gr.P11管道自动焊的坡口形式及工艺参数,为后续核电工程及其他领域同材质的自动焊提供参考。

CAP1400核岛电缆保护管安装技术

‘十四五’期间我国将重点建设第三代核电技术项目,其中山东省石岛湾CAP1400型压水堆(简称国和一号)示范项目是16个国家重大科技专项之一,是在AP1000技术引进消化吸收基础上,通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的第三代大型先进压水堆核电机组,其单机组功率可达到1543MW,与其他类型核电不同的是,此类型机组采用特有的‘非能动’安全系统技术,在电厂断电状况下,反应堆可在事故后72小时内无需人工干预自动保证安全,所以具有更高的安全性。本文主要介绍核岛电缆保护管的安装技术要点及经验反馈。

CAP1400核岛PMS机柜安装技术

随着全球气候变暖及温室效应问题日益严重,我国将大力发展以核电为主的清洁能源,以实现新旧动能转化及‘双碳’战略目标。山东省石岛湾CAP1400型压水堆(简称国和一号)示范项目是16个国家重大科技专项之一,是在AP1000技术引进消化吸收基础上,通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的第三代非能动大型先进压水堆核电机组,其设备国产化率达到90%以上,本文将主要介绍国产化PMS机柜的安装技术及经验反馈。

CAP1400示范工程核电站配套超大型高压外缸铸件铸造工艺研发

根据产品的结构特点,分析了CAP1400核电项目配套超大型高压外缸铸钢件铸造工艺及成型方案的难点,通过在铸件上合理设置冒口和其他工艺信息,利用MAGMA模拟软件,优化了铸造工艺,解决了铸造问题;采用复合成型技术,解决了铸件成型问题。铸件的实际检测结果表明,各项指标均符合要求。

CAP非能动核电厂ANS58.14分级实践及探讨

安全分级方法是重要的核电厂总体设计准则,按照其所确定的构筑物、系统和部件(SSC)安全等级是物项设计、采购、制造、建造和运维的主要依据。基于ANS51.1-1983中的安全分级方法由ANS58.14-2011所替代这一背景,CAP非能动核电厂(以CAP1400为例)开展了ANS58.14分级工作。分级结果表明现有CAP1400设计符合ANS58.14-2011要求。同时本文分析探讨了ANS58.14与ANS51.1、IAEASSG30等安全分级方法的主要差异,为我国核电厂物项安全分级导则及标准制定提供参考和建议。

CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究

系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端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3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。

CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能

研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及350℃条件下,SA-508 Gr.3 Cl.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变,但SA-182 F316LN屈强比下降较明显;焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性降低,在不同冲击试验温度下,SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本维持在230 J以上,但-21℃时母材热影响区吸收能量降低至150 J左右。

CAP1400半转速核电汽轮机低压缸支撑方式分析

通过分析东汽CAP1400半转速核电汽轮机的低压缸支撑方式,详细阐述了低压内、外缸落地方式的设计过程,并着重列举了设计过程中的重点和难点,通过论述证明,低压缸支撑方式的设计为东汽CAP1400第三代压水堆核电汽轮机低压缸的自主化设计奠定了坚实的基础。

核电厂功能要求分析的方法和应用探索

核电厂功能要求分析是电厂工艺系统设计、控制功能配置、主控室画面设计等的基础,也是人因工程评审和主控室设计的重要要素或内容。压水堆重大专项CAP1400核电厂在设计时开展了较为系统的安全功能要求分析和功能分配。在此基础上,根据NUREG-0711的最新要求,本文以CAP1400核电厂为模型,探索并建立了一种核电厂(发电)功能要求分析的流程和方法,并基于功能分析的结果,开展了冷却剂压力控制的控制功能配置和显示画面设计。最后,构想了系统性开展核电厂性能、功能、需求分解的意义和方式。

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万k W的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。

非均匀入流对CAP1400核主泵内流及性能的影响研究

针对CAP1400反应堆冷却剂系统中,由于蒸发器下腔室和核主泵直接相连导致核主泵入口产生非均匀入流,从而影响核主泵内部流场的问题,通过基于剪切应力运输模型的全三维CFD模拟方法,对蒸发器下腔室和核主泵联合模型进行数值模拟,分析了蒸发器下腔室致非均匀流动的形成机理,研究了非均匀入流对核主泵内部流动和水力性能的影响。结果表明:下腔室非对称结构和突缩截面的流动分离是非均匀流动的主要成因。在额定工况下,非均匀入流导致左侧和右侧核主泵扬程分别下降6.0%、5.1%,效率分别下降7.2%、6.6%;在0.5~1.2倍额定流量工况范围内,性能下降幅度与流量呈正相关。非均匀入流呈现轴向速度分布不均匀并伴随二次流动的稳定结构,并且左右两侧叶轮内非均匀入流的旋流畸变特性和轴向速度分布不同。叶轮入口旋流畸变引起入口冲角发生变化,与均匀入流相比,左右两侧叶轮叶高中部的冲角变化相反,而叶顶部分冲角均增加、叶根部分冲角均减小;叶轮入口轴向速度不均匀引起左右两侧叶轮各流道的流量波动分别增大3倍和2倍,降低了核主泵的运行稳定性。

用于核电厂抗撞击设计的某型号大型宽体商用飞机有限元模型及其荷载特性研究

在CAP1400核电厂抗飞机撞击分析研究中，根据上海核工程研究设计院开展的前期工作、特别是荷栽调研的结果，决定采用撞击速度为156m／s的某型号大型宽体商用飞机作为输入荷载。并采用LS—DYNA显式有限元分析软件进行模拟。本文研究了飞机模型的建立方法并分析了模型的荷载特性。

CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆(CEFR)内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。