核电厂核岛消防应急照明与疏散指示系统设计

对核电厂核岛应急照明设计特点进行了介绍,包括应急照明分类与运行方式、系统供电、照明控制与灯具选型等。从“系统型式、设备选型、系统配电”等方面指出当前核电厂核岛消防应急照明与疏散指示系统与新标准规范的差异和不足。结合核环境A型消防应急照明灯市场供应情况,给出近期采用“自带电源非集中控制型系统”和远期采用“集中电源集中控制型系统”的设计建议。

核能发电用主设备封头锻件制造技术的选择与应用

基于实际研发制造业绩,重点介绍了反应堆压力壳封头、蒸汽发生器封头、稳压器封头、补水箱封头等多种典型核电主设备封头锻件的制造技术及应用情况,讲述了热拉伸成形工艺、胎模旋压全仿形锻造工艺、胎模旋压与热拉伸复合成形工艺、胎模旋压半仿形锻造与气割修刨组合成形工艺、拉伸成形与管嘴翻边复合成形工艺等典型工艺的优缺点,总结了封头制造技术的选用原则,为核电封头制造的质量稳定性和标准化生产提供依据。

核电厂常规岛射线探伤对蒸汽厂房的辐射影响

由于核电站常规岛厂房设计的特殊性,地面以上厂房的大部分外墙由钢板搭建,加上厂房内管道和设备布置复杂,因此,射线探伤对蒸汽厂房区域的辐射影响较复杂。分析常规岛射线探伤对蒸汽厂房的影响,并提出了防护对策。

热核聚变发电厂储能系统运行模式研究

[目的]核聚变作为一种新型核能利用形式,其清洁绿色特性被视为人类未来的“终极能源”,也是我国在能源发展道路上的必经之路。在热核聚变发电厂中,中国聚变工程实验堆(CFETR)聚变反应堆具有一定周期性、脉冲式的输出特性,而汽轮发电机组的运行是稳定、连续的,因此核岛和常规岛之间需配有储能岛以进行储能缓冲;为实现其储能缓冲的功能,储能系统需选择合适的运行模式。[方法]核岛与常规岛耦合运行或解耦运行,对应着储能系统不同的运行模式;文章基于CFETR核岛侧的功率输出特性,从系统配置、设备选型和运行控制等方面对储能系统运行模式的不同方案进行分析和对比。[结果]研究结果表明,核岛与常规岛的解耦运行模式在常规岛发电效率、设备设计技术成熟性和机组运行控制上都更具优势,因此推荐热核聚变发电厂储能系统采用解耦运行模式。[结论]储能系统解耦的运行模式方案大都采用成熟技术,可进行规模化的商业应用,因此可为实现热核聚变发电厂的商业化设计提供支撑。

核岛形变观测技术研究

根据核电站形变观测要求和特点,给出了核岛形变监测系统的设计方案,介绍了方案的整体构成及功能、传感器的功能原理及布设。

日本福岛核电站事故对安全科学的启示

日本福岛核电站事故是继三哩岛和切尔诺贝利事故之后又一次世界上的重大核事故。事故的原因和后果虽尚无定论,但在核工业界和学术界已经引起不同层次的种种反思。一方面,从安全科学的角度,分析福岛核事故所暴露出安全科学理论方法存在的诸多问题,主要包括:系统安全分析与评价方法的有效性不足,安全纵深防御体系和机制存在缺陷,安全系统、安全设施设计的理念落后于自然界演变和发展的速度及规律,对小概率事件缺乏深刻认识,安全文化的有效性等。另一方面,通过分析三哩岛和切尔诺贝利事故,表明福岛核事故也将成为安全科学理论方法进一步发展和完善的契机。

核电站常规岛蒸汽/给水回路用WB36CN1无缝钢管的研制

随着我国核电站建设进程的加快,核电用无缝钢管的国产化要求日益迫切。介绍了在1000MW核电站常规岛蒸汽/给水回路中应用的WB36CN1无缝钢管的特点、生产工艺,通过对WB36CN1无缝钢管各项性能指标的比较分析,肯定了该工艺生产的产品在核电领域的应用价值。

大亚湾核电站核岛的振动监测

在大亚湾核电站核岛毗邻处进行工程爆破时，对施工爆破引起核岛的振动实施同步监测。通过测试结果的反馈，优化爆破方案。在确保大亚湾核电站安全运营的前提下，加快施工进度。

岛屿地形下的核电厂护岸防洪设计研究

对国内第一个岛屿地形下核电厂的护岸防洪设计进行了研究,提出直立式护岸结构方案以满足核电厂防洪和避让毗邻海岛的要求。在波浪数值模拟计算结果基础上,开展了波浪整体物理模型试验、波浪局部整体物理模型试验和波浪断面物理模型试验,对护岸的越浪量和结构稳定性进行了优化验证。研究结果表明,岛屿地形下,波浪破碎和波能集中导致护岸堤身坡脚处波高增大,须加高挡浪墙和优化挡浪墙结构型式;在相同的越浪量标准下,采用直立堤结构相对斜坡堤结构对应的护岸挡浪墙的高程须明显加高;利用部分海岛地形斜坡高地作为厂区护岸一部分时,原状海岛地形斜坡高地处的波浪爬高效应明显,须加高邻近护岸挡浪墙的高程。

核岛钢衬里筒体模块整体吊装网架结构设计及问题分析

利用钢构网架对核岛钢衬里筒体模块整体吊装,在我国核电建设领域尚无先例。核岛钢衬里筒体模块整体吊装过程中的筒壁变形问题,是其关键。利用网架吊装大型壁薄筒体时,网架的结构形式及其变形将直接影响到被吊装筒体径向变形、筒体端部翘曲变形以及贯穿件周边的筒体变形。核岛钢衬里筒体直径达44m,不仅壁薄,而且筒体自身重量以及附属的贯穿件、安装走道和吊具等总重量达120t,这不仅增加了吊装的难度,而且具有一定的风险性。为保证筒体变形量在工程允许范围内,本文基于ANSYS有限元分析软件,建立了吊装网架的参数化结构,对网架进行了整体结构位移计算和轴向应力分析。结果表明,钢衬里筒体模块整体吊装网架结构模型及其参数设置是合理可行的,对吊装网架进行模拟数据分析是必要的,为吊装网架结构设计和钢衬里模块整体吊装方案最终实施奠定了基础。

AP1000核电站常规岛主要热力管道材料选择

针对AP1000压水堆核电站的特点,对AP1000常规岛主要热力管道可考虑选用的各种材料的化学成分及力学性能进行综合对比分析,给出各热力管道对应的推荐选用材料:主蒸汽、旁路蒸汽管道和主给水管道选用WB36CN1材料,凝结水管道选用20+Cr材料,过热抽汽管道选用20号钢,湿度较大的抽汽管道选用AP335P11材料。

核电机组孤岛运行汽轮机转子应力仿真分析

核电机组孤岛运行能力对于核电机组安全性十分重要,对核电机组孤岛运行汽轮机转子应力仿真研究较少。基于MATLAB ANSYS软件,对某型核电机组100%PN和50%PN甩负荷至孤岛运行工况汽轮机转子应力进行仿真模拟,重点分析了2种孤岛运行工况下的转子转速飞升结果和对应最高转速下转子的离心应力场以及孤岛运行过程中转子的瞬态热应力。仿真结果表明:100%PN甩负荷至孤岛运行工况下,最大飞升转速达到1 574.78 r/min,最大离心应力达到168.09 MPa,最大离心应力出现位置为中压末级;热应力随时间逐渐增大,高压转子第二级级后叶轮根部出现最大应力值;最大应力值小于对应温度下转子材料的许用应力,2种孤岛运行工况是安全的。

核电站模拟器在三里岛事件后的新要求和新发展

本文介绍了美国三里岛事件后核电站控制室设备的改进对核电站模拟器的新要求、模拟器本身在三里岛事件中所暴露的不足及随后模拟软件的新发展,也简略地介绍了目前模拟器在世界范围的发展动向。

核电厂常规岛汽轮机房通风系统设计模拟

介绍了该汽轮机房的工程概况、通风量的计算及主要发热设备的布置。根据屋顶通风机位置和风量的不同设计了7种工况,采用CFD软件对其室内热环境进行了模拟。基于对模拟结果的分析评价,提出了增设诱导风机和新风机的优化方案,模拟结果表明厂房内的温度达到设计要求。

第3代核电技术AP1000核岛技术分析

第3代核电技术是当今国际上核电发展的主流。AP1000作为其中的代表具有诸多鲜明的特点,主要体现在进一步加强事故预防和缓解的能力,提高核电厂安全性等方面。特别是AP1000采用了大量非能动安全措施,减少了事故情况下人员干预操作的频率,同时也为事故处理提供了较长的应急处理时间。文中简要介绍了第3代核技术,并详细分析了AP1000的非能动安全要点。

核电站核岛设备冷却水系统化学处理方式综述及展望

核岛设备冷却水系统是核电站重要的闭式冷却水系统之一,对核岛设备冷却水进行化学处理并按照一定标准控制水质是防止系统内发生腐蚀和污垢沉积的重要措施。通过对国内外核电站核岛设备冷却水系统使用的化学处理方式及存在的问题进行广泛调研,以期对该系统化学处理方式的优化与革新起到指导作用。结果表明,核电站核岛设备冷却水化学处理的主要目的是材料防腐蚀。美国电力研究院(简称EPRI)推荐添加缓蚀剂和水质控制两种方案对闭式水系统进行防腐蚀处理;国内核电站核岛设备冷却水化学处理主要通过添加缓蚀剂的方式进行,添加缓蚀剂的种类经历了铬酸钾、磷酸盐、亚硝酸盐和钼酸盐等几个阶段。核岛设备冷却水系统存在的主要问题是循环水中铁含量超标和铜腐蚀。

百万千瓦级压水堆核电站成套施工技术开发与应用

文章对核电站核岛在土建施工中的特种混凝土配制与施工、双层安全壳施工、钢衬里制造与安装、预应力施工作了详细介绍。对反应堆压力容器的安装、堆内构件的安装、特种焊接技术等也作了系统描述。并将成果与国内外进行了比较,说明其推广应用价值。

核电站用阀门

介绍了压水堆型核电站用阀门的一些基本情况。从核技术的发展 ,阀门在核电站中的作用等方面 ,分析了核电站用阀门的特性、参数、用量、品种和结构。

核电机组常规岛热力系统分析

以某核电机组常规岛为研究对象,运用分析法对热力系统中的热力设备或热力过程的损失和效率的分布进行了计算.基于汽轮机做功过程和加热器换热过程指明了影响汽轮机和加热器的损失和效率的热力参数,对所得经济指标的分布规律进行了阐释.结果表明:在常规岛热力系统中,汽轮发电机组的损失最大,低压缸具有一定的节能潜力;汽轮机末级长叶片设计对核电机组热经济性的影响较大;核电机组的节能潜力可通过冷端系统优化进行挖掘.

核电厂沉积岩岩基激振试验研究

岩基是核电厂Ⅰ、Ⅱ类物项的承载基础,其动力参数取值对核电厂抗震设计意义重大。目前,我国核电站岩基以块状火成岩为主,其动力参数取值和试验成果较少,而有关层状岩体结构的核电站沉积岩岩基动力参数取值和试验研究则未见报道。本文以我国首个以沉积岩为岩基的核电厂为例,基于振动基本理论,设计了自由振动和强迫振动激振实验,并对比了垂直层理水平方向和沿层理水平方向的激振试验结果,旨在获得首个沉积岩核岛岩基的岩基阻尼比、抗剪刚度和抗弯刚度等动力参数,以期为类似工程提供设计依据。试验表明:由自由振动和强迫振动获得的某核电站呈层状岩体结构的沉积岩核岛岩基动力参数相近,岩基抗压刚度系数为21.40—28.83MN/m3;岩基抗剪刚度系数为15.44—22.68MN/m3;岩基抗弯刚度系数为44.24—60.72MN/m3;岩基竖直向阻尼比为7.34%—7.68%;岩基水平回转向第一振型阻尼比为7.43%—7.44%;垂直层理水平方向和沿层理水平方向试验成果的各向异性指数为0.9%—7.5%;动力参数呈弱各向异性。试验结果首次给出了该核电站沉积岩岩基的动力参数取值范围,对具有相似岩基的核电厂抗震设计有较好的工程参考价值。