WWER-1000型核电站SGTR事故分析

使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97,模拟WWER-1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)的事故过程,以及操作员所采取的缓解事故的动作,给出计算结果和结果分析。

CPR1000核电站常规岛热力系统特点与设计改进

总结国内首个CPR1000百万千瓦级核电站自主化设计,指出CPR1000核电站常规岛热力系统的主要特点,并介绍岭澳核电站二期工程设计中已采用的设计改进项。

CPR1000核电站除氧器瞬态计算研究

以CPR1000核电机组除氧器瞬态过程为研究对象,分析甩负荷工况下的热力学参数变化。通过建立计算模型并编制计算软件,得出除氧器压力、温度、水位以及给水泵的有效汽蚀余量等参数随时间变化的曲线,制定凝结水和稳压蒸汽流量调整策略,从而为核电站除氧器优化布置以及确保给水泵安全运行提供有力依据。

EPR与CPR1000核电站波动管焊接差异分析

通过对EPR与CPR1000核电站波动管安装技术要求、施工逻辑顺序及焊接过程的详细对比分析,阐明了两者的异同,为核电站主回路系统波动管的安装提供了重要的参考。

CPR1000/ACPR1000/HL1000-1核电站主泵轴封技术分析

本文介绍了中广核集团旗下的CPR1000、ACPR1000和HL1000-1三种堆型核电站核岛反应堆冷却剂泵(称主泵)的轴密封系统的技术特点,以及为满足全厂发生断电事故时的密封性能而实施的轴封系统的技术改进和试验,从而据以为在役电站的轴封系统改进提供参考依据,藉以不断提高核电站的安全性。

浅谈CPR1000核电站常规岛中低压管道安装

文章围绕CPR1000核电站常规岛中低压管道的安装工艺进行探讨,在简述了安装流程的基础上,着重对管道、阀门、支吊架等设备的安装方法及相应注意要点等内容进行阐述。

浅谈CPR1000核电站特种门国产化

岭澳二期创下了CPR1000核电站特种门在国内加工制作的首次记录,为核电站特种门的国产化实现了全新的突破,推进了核电设备的国产化进程。

CPR 1000核电站环行起重机的性能特点

核电站环行起重机是安装在反应堆厂房上方起吊反应堆主设备的关键设备,和常规起重机相比,由于监管要求、吊装载荷和工作场所的特殊性,有其独有的性能特点。文章以阳江核电站1&2号机为例对CPR1000核电站环行起重机的结构、工作过程、控制和保护装置等方面对其性能特点进行了分析和介绍。

CPR1000滨海核电站用水量分析

介绍了CPR1000滨海核电站用水组成,对未预见水量、管网漏损水量、厂外输水损失水量及净水站自用水量等进行了分析,并根据一些已建核电站的供水资料,对建设期间的生活生产用水量进行了优化计算,可为同类工程供水规模的选取提供一些参考。

宁德核电站CPR1000汽轮发电机弹性平台施工技术

结合宁德核电站一期汽轮发电机弹性平台施工过程,阐述了汽轮发电机弹性平台施工过程中高支模施工体系、弹簧隔振器安装、高精度埋件施工、清水混凝土施工、大体积混凝土施工等技术难点及采取控制措施,为后续核电站汽轮机运转层平台施工提供参考。

AP1000型核电站大型循环水管施工技术探讨

文章以某AP1000型核电站循环水管的施工为例,介绍了目前世界上口径最大电厂循环水管道的制作、安装和防护技术及工艺,经工程实践其各项施工技术指标符合国家有关技术要求,保证了施工的质量和安全,并缩短了施工工期,可为同类型项目施工提供借鉴。

国产化核电站CNP1000型初设方案通过审查

我国自主设计的国内最高水平的CNP1000型核电站初步设计方案．已通过审查。专家组评定：CNP1000的设计是完整的、符合要求的，无论是性能上、经济上、安全上都比国内现在运行的核电站水平高．达到国际上第2代核电站的水平。

CPR1000核电站蒸汽转换器给水泵组振动故障诊断分析

结合CPR1000核电站蒸汽转换器给水泵组技术要求及结构特征,运用Pro/E软件建立了泵组实体模型,通过频谱分析方法对泵组振动故障进行分析,提出了结构改进方案。采用有限元分析软件ANSYS对改进方案进行了结构静力和模态分析,并对物理样机进行了试验验证,使振动问题得以解决,为泵类设备结构优化设计及振动故障诊断提供了重要参考。

VVER-1000型核电站仪器仪表的现代化

【《欧洲核综览》1995年5—6月号第40页报道】 关于东欧特别是拥有VVER—1000型反应堆的那些国家的核电站,历史记录表明,半数以上的事故保护停堆是由仪表和控制(I＆C)系统部件故障或缺陷造成的,这种事故保护停堆频度比西方国家的高得多。 这种反应堆保护系统的事故保护停堆功能是与西方国家核电站的功能一致的。 尽管在核电站设计中国际标准规定了诸如冗余度、管道分离、可靠性及测试等要求,

AP1000与CPR1000核电站系统中稳压器设备对比分析

本文简要介绍了稳压器设备在核电站系统中的功能,对三代核电AP1000及二代改进型CPR1000核电站系统中稳压器设备的结构、材质及技术参数分别进行研究,对两种堆型的稳压器设备的关键制造工艺进行了详细的对比分析。通过比较,得出三代核电AP1000稳压器在核电安全稳定运行方面具有更多优势。

CPR1000型核电机组厂房辐射监测系统

简要介绍CPR1000型核电机组的厂房辐射监测系统的功能、组成及结构,根据辐射监测通道的测量方式、测量对象与目的的不同对系统的下属辐射监测通道进行了分类介绍。

CPR1000核电站核岛主泵内部构件和电机支撑安装方案的研究

在简要介绍CPR1000核电站核岛的反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）的基础上重点描述主泵的内部构件（包括吸入口环、水力部件、主法兰及泵壳主螺栓）和电机支撑的引入、安装、调整和检查操作。主要从技术准备、安装流程、安装方案、质量验收标准等方面进行阐述。

CPR1000核电站常规岛汽轮发电机组的国产化

简要介绍了我国核电站常规岛汽轮发电机组国产化的的发展概况,浅析了国内主要汽轮发电机组供应商的CPR1000核电站常规岛汽轮发电机组国产化能力,扼要指出了我国核电站常规岛汽轮发电机组国产化的发展前景,并提出了加快我国核电站常规岛汽轮发电机组国产化建设的建议。

中国内陆核电站和今后新开工建设的核电项目以AP1000堆型为主

2月28日，第三代核电AP1000自主化依托项目——浙江三门核电站一期工程核岛工程合同签字仪式在京举行，这标志着世界上首座AP1000核电站即将全面进入工程建设阶段。

CPR1000型核电机组蒸汽发生器承压堵板装拆与辐射防护

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是压水堆核电站大修的一项重要工作,具有较高的辐射风险。本文介绍了CPR1000型核电机组蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板的相关工作和在工作中如何通过辐射风险分析、优化人力安排、强化模拟培训、落实经验反馈等措施,从而降低集体剂量的实践过程,目的是总结经验,为今后其他同类机组大修开展相同工作提供改进建议。