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。

从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程

在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。

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。

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核电汽轮机抽汽参数优化研究

阐述了CAP1400核电汽轮机热力系统热耗值计算分析的关键点和迭代计算方法,针对热力系统分缸压力及抽汽压力的优化设计,提出了基于模式的搜索算法的热力系统设计优化。对CAP1400核电汽轮机热力系统各段抽汽参数进行了各个单参数优化、多参数组合优化、全参数优化,在满足制造厂相关约束条件的前提下,可显著降低热力系统的设计热耗值。

CAP1400核电站SA738 Gr.B埋弧横焊工艺

目前CAP1400核电站钢安全壳环缝(材料SA738 Gr.B)焊接以焊条电弧焊为主,效率低、成本高。在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验,并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析。结果表明,采用的焊材满足SA738 Gr.B钢板焊接技术要求,埋弧焊工艺稳定可靠,核电站钢安全壳筒体环缝可采用埋弧横焊工艺进行焊接。

CAP1400核电技术特点和工程进展

大型先进压水堆核电站CAP1400核电技术是在消化吸收世界三代先进核电技术的基础上,创新开发出的具有自主知识产权、安全性更高、经济性更好、达到国际领先水平的第三代非能动核电技术。CAP1400技术研发与定型过程中,综合考虑了工程实施、知识产权、技术进步等各方面需要,并进行了大量分析、评审、试验验证等论证工作。

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。

我国自主研发CAP1400反应堆压力容器一次通过试验

2017年3月17日,在＂大型先进压水堆及高温气冷堆核电站＂国家科技重大专项支持下,CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利完成。本次水压试验设计压力为17.2MPa,该水压试验分为压力容器本体水压试验和内、外O环泄漏试验两阶段,整体水压试验压力为21.5MPa,保压时间为10分钟,压力降至17.2MPa时进行内、外O环泄漏试验,水压试验期间各项指标均符合设计要求,全程无渗漏、冒汗等现象。该水压试验一次性顺利完成,

中国自主化CAP1400燃料定型组件样件研制成功

近日,具有完全自主知识产权的国内首个CAP1400自主化燃料定型组件样件在中核北方核燃料元件有限公司顺利下线。该组件的研制分为原型组件、定型组件、先导组件三个研制阶段,定型组件的成功研制,标志着该组件研制工作已完整打通各项关键工艺环节,是继CAP1400自主化燃料组件研制过程中实现燃料设计、材料、制造技术国产化后的又一重要里程碑,为下一阶段先导组件的研制打下了基础。

自主创新,促核级涂料国产化——拥有自主知识产权的中远关西CAP核电站防护涂层系列产品通过鉴定

如今,我国正在大力发展核电新能源,要全面提升核工业竞争优势。其中,第三代核电CAP堆型核电站是未来几年我国核电发展的主要方向。但目前核电站使用的核级保护涂层均被国外产品所垄断,因此,开发具有自主知识产权的CAP系列核级保护涂层势在必行。中远关西涂料化工有限公司在推进核级涂料国产化的进程中走在了前列……2016年4月28日,CAP核电站防护涂层系列产品鉴定会在天津召开。

国产化控制系统平台在CAP1400核电站样机中的应用

核电站数字化仪控系统是整个核电站的"神经中枢",标志着一个国家在大型核电装备领域的现代化程度,长期以来中国在这一领域的产品绝大部分依赖进口。若国产化的平台升级改造完成,我国的三代核电站在控制系统上将彻底摆脱现有被国外垄断的局面,并且大大降低控制系统的投入成本。成本的降低、技术和可靠性提高使得后续机组都会采用该控制系统平台,并使其成为一个标准设计。完成升级改造后,其生产制造收入和国家所省下的投入被计算为经济效益时是不可估量的。

CAP1400核电CV筒体焊接质量控制管理研究

文章归纳总结了CAP1400核电CV筒体在焊接过程中产生焊接缺陷的主要类型,分析缺陷产生的具体原因,提出相应的过程控制方法,通过在CV筒体1环施工过程中的实践应用,证明其有效性和实用性,为其他核电项目CV筒体施工焊接质量控制提供参考依据。

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。

CAP1400蓄势待发推动核能海外需求增长契机

从国家核电举办的大型先进压水堆核电站重大专项（以下简称＂压水堆重大专项＂）成果展示和工作交流会上获悉,CAP1400示范工程施工设计已完成75%,29项长周期设备已签订合同27项,工程建设各项前期准备工作已完成。示范工程在设计、项目评审、项目取证、主设备采购、施工准备等方面均已具备核准开工条件,计划在今年正式开工。项目首台机组目标建设工期56个月,设计造价为15751元/千瓦。

冷却速度对CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢铸造组织的影响

采用OM、SEM和EPMA手段分析了CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢在1480℃重熔后以不同速度冷却至1340℃后水冷的凝固组织,研究了不同冷却速度对铁素体相分数及成分的影响规律。结果表明,CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢重熔后的凝固组织主要由奥氏体相和残余δ铁素体相组成。凝固速度越快,残余δ铁素体相含量越多,奥氏体含量越少,且粗大的奥氏体相变得更为细小。在同一凝固速度下,δ铁素相中Cr、Si、Mo、Mn元素含量均高于奥氏体相。随着凝固速度的加快,δ铁素体相和奥氏体相中的Cr含量升高,而Ni、Si、Mo、Mn含量的波动幅度较小。