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。

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。

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,

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。

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。

伸缩缝水压检测技术在检测核电站进排水廊道密封性中的应用

结合现行CPR1000堆型核电站在BOP工程循环水进排水廊道的密封性检测,介绍伸缩缝水压检测技术原理,并详细介绍其施工流程,包括基层砂浆找平、操作平台搭设及内张式机架固定、密封胶涂刷和微膨胀橡肢止水条加设、橡胶板搭设与加固、进排水压力管道安装、注气和水试压及检测修复、注水恒压、排水卸压。伸缩缝水压检测技术是检测钢筋混凝土实体结构薄弱环节密封性的一种新检测方法,避免了工期紧迫、场地有限、上层结构必须回填施工、传统全程灌水检测密封性的后期返工修复等不足,可为同类结构体系的密封性检测提供借鉴。

三门核电站烟囱流出物取样方式探讨

简要介绍了核电站烟囱流出物取样的两种取样方式,通过对两种取样方式的分析和比较,结合AP1000型核电站项目特点和三门核电站实际情况,对三门核电站烟囱流出物取样方式的选取进行分析探讨。

俄罗斯将在乌拉尔地区建造新的核电站

俄罗斯将在乌拉尔地区建造一座含4台VVER--1000型反应堆的新核电站。根据预测，该地区未来将面临电力短缺的局面，建造核电站可解决上述问题。目前，建造南乌拉尔核电站必须具备的主要条件是设法获得公众的支持。虽然前苏联政府在1983年签署了建造南乌拉尔核电站的分析报告，但由于缺乏资金和遭受到环保人士的反对，该工程在1990年被迫中断。

世界最重核电站薄壳穹顶在田湾顺利完成吊装

世界最重核电站薄壳穹顶——田湾核电厂3号机组穹顶整体吊装作业顺利完成，在世界范围内开辟了VVER-1000型核电机组整体吊装的先河。该穹顶直径44m、高22m，结构总重约为341t。吊装工作由目前我国最大的履带式起重机完成。

AP1000三代核电主泵屏蔽套的制造与焊接

本文简要介绍AP1000主泵屏蔽套的结构特点,阐述屏蔽套的制造与焊接工艺。按屏蔽套的材料特性,对其焊接工艺与相关参数进行了分析,叙述屏蔽套制造、装配、焊接过程中应注意的问题,了解这些对实现后续主泵的国产化具有参考借鉴意义。

第三代AP1000先进核电站所用Ⅲ型活性炭吸附器的简介、研制和试验

阐述了Ⅲ型活性炭吸附器的工作原理，提供了用于第三代AP1000先进核电站的Ⅲ型活性炭吸附器的相关性能参数，并且简要介绍了我院开发的Ⅲ型活性炭吸附器的样机以及相关的试验、检测。

从系统移交看AP1000建造特点

AP1000是我国从美国引进的目前世界最新的三代核电技术堆型。文章通过介绍三门核电站建造的系统移交过程中出现的问题,与AP1000堆型核电站设计特点进行了对比分析,探讨了我国AP1000核电站建造的特点和努力的方向。

核电站管道段模块化施工技术

借鉴国外核电站实施管道段模块化技术的成功经验,对CPR1000型核电站管道段模块化施工技术进行了系统研究,制定了管道段模块的选定原则和设计流程,开发了基于三维设计平台的管道段模块设计功能,提出了实施管道段模块的技术条件,为CPR1000型核电站建设应用模块化施工技术提供参考。

核电站反应堆厂房筏基钢筋笼模块化施工技术

借鉴国外核电站反应堆厂房实施筏基钢筋笼模块化施工的成功经验,对CPR1000型核电站反应堆厂房筏基钢筋笼模块化技术进行研究。通过对4种筏基钢筋笼模块化设计方案的比对和综合评估,提出推荐方案。研究开发了适用于筏基钢筋笼模块化施工的特殊吊具。针对某拟采用筏基钢筋笼模块化施工的示范项目实际情况,进行筏基钢筋笼模块化施工方案的研究,包括起吊模块吊车选型及其站位、模块化施工对施工场地的要求等。该研究成果为国内核电工程全面推行筏基钢筋笼模块化施工打下了基础。

2005年俄罗斯核发电量将大幅提升

2004年12月中旬，俄罗斯加里宁核电站第5台VVER-1000型核电机组成功启动，标志着俄罗斯拔电产出将大幅增长。目前该台机组正处于调试阶段，已经开始发电，到2005年中期，将投入商业运行，达到满负荷1000MW。

2015年江苏省重大项目名单发布

近期，江苏省发布2015年省重大项目名单，计划实施200个省重大项目。投资最大的项目是田湾核电站3、4号机组项目。该项目总投资达到400多亿元。田湾核电站二期工程3、4号机组工程计划建设2台VVER1000型机组，其单台机组发电功率达110万千瓦，满足国际上第三代核电站的要求。

“国和一号”专栏开篇语

“国和一号”——CAP1400压水堆核电机组是在引进、消化、吸收先进的AP1000非能动压水堆核电技术的基础上,通过再创新开发出的具有我国自主知识产权的、功率更大的大型非能动先进压水堆核电站。是国家科技重大专项“大型先进压水反应堆和高温气冷堆”项目之一。目前我国计划建设的“国和一号”示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台“国和一号”——CAP1400型压水堆核电机组,设计寿命为60年,净输出电功率达到140万千瓦,是世界上单堆功率最大的非能动压水反应堆。