AP1000核电设备鉴定试验探讨 被引量：15

1

作者 郑开云 《发电设备》 2014年第3期154-159,共6页

介绍了AP1000核电厂安全级设备鉴定的基本过程和鉴定试验序列,对热老化、辐照、抗震、设计基准事故模拟等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了讨论,指出了AP1000核电设备鉴定对试验设施条件、试验方法标准、实践经验等方面的新要... 介绍了AP1000核电厂安全级设备鉴定的基本过程和鉴定试验序列,对热老化、辐照、抗震、设计基准事故模拟等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了讨论,指出了AP1000核电设备鉴定对试验设施条件、试验方法标准、实践经验等方面的新要求和新挑战。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 设备鉴定 试验序列 试验方法

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海阳核电厂(AP1000机组)放射性废物管理系统建设探讨 被引量：6

2

作者 李琦 苟全录 余小东 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期80-87,共8页

本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂... 本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂采用合理的放射性废物管理系统建设模式提供参考,有利于实现放射性废物最小化。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 放射性废物 处理设施 HIC高整体性容器

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AP1000设计基准事故试验热冲击过程数值模拟 被引量：5

3

作者 郑开云 葛磊 +1 位作者 陈功名 王兴平 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期25-31,共7页

针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变... 针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变化过程及其空间分布状态.结果表明:超音速蒸汽射流进入试验仓,经挡板减速并改变方向,与仓内空气混合,同时压缩空气,使仓内介质温度和压力快速上升并达到要求值;试验仓内瞬态压力分布均匀,但温度分布取决于蒸汽的流动,随着蒸汽不断充满试验仓,1s后仓内温度分布趋于均匀;储汽罐释放高温高压过热蒸汽充入试验仓的工艺可以满足DBA试验第1s热冲击试验要求. 展开更多

关键词 ap1000核电厂 设计基准事故试验 热冲击 数值模拟

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AP1000核电厂核能供热系统热工建模及瞬态分析

4

作者 顾先青 庄亚平 +4 位作者 张真 叶成 王晨晨 王岳 姜旭东 《区域供热》 2023年第5期65-72,共8页

某核电厂一期投运的两台AP1000机组,率先实现核能供热(热电联产)试点,在提升了核电厂热效率的同时,也减少了排放到环境中的乏热。随着一期工程450万平方米市政供热工程的投运,有必要结合核电厂、首站及市政管网系统,开展仿真分析,为核... 某核电厂一期投运的两台AP1000机组,率先实现核能供热(热电联产)试点,在提升了核电厂热效率的同时,也减少了排放到环境中的乏热。随着一期工程450万平方米市政供热工程的投运,有必要结合核电厂、首站及市政管网系统,开展仿真分析,为核电厂供热运行提供指导。采用APROS热工软件,建立了基于全厂级的负荷预测算法的核电厂供热模型,并进行了跳双泵、加热器隔离等瞬态工况分析,保证当前核电厂供热系统安全运行。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 核能供热 apROS 瞬态分析

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AP1000核电厂固体放射性废物处理工艺研究 被引量：4

5

作者 方祥洪 耿忠林 +1 位作者 马若霞 杨彬 《科技创新导报》 2016年第31期52-53,55,共3页

随着我国核电的发展,特别是以AP1000为代表的第三代核电的蓬勃建设,放射性废物处理也有一些新的技术。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂的放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的固体... 随着我国核电的发展,特别是以AP1000为代表的第三代核电的蓬勃建设,放射性废物处理也有一些新的技术。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂的放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的固体废物处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 处理技术 放射性固体废物

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AP1000核电厂放射性废液复用与排放研究 被引量：3

6

作者 刘巧芬 肖三平 +2 位作者 刘红坤 刘昱 姚兵 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期872-878,共7页

AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水... AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水、洗手废液、化学废液四类放射性废液的特性,包括废液产生量、放射性活度浓度、氚浓度等与废液复用潜在用户化学和容积控制系统、乏燃料池冷却系统用水关键指标的匹配程度。结果表明,反应堆冷却剂流出液、洗手废液和化学废液不具备复用可行性,建议处理后排放;地面疏水和设备疏水具备复用至乏燃料池冷却系统的可行性,建议经过处理后,复用做乏燃料池蒸发补给水。采用该复用方案后,单机组放射性废液排放量减少了1 660 m3/a,占放射性废液产生总量的55%,对实现内陆核电厂放射性废液"近零排放"具有重要意义。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 放射性废液 复用

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AP1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析 被引量：3

7

作者 刘军良 隋丹婷 +2 位作者 邵杰 陆道纲 洪阳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期297-303,共7页

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处... AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 二回路主管道 双端断裂 喷射力计算

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AP1000汽轮发电机组甩负荷试验研究 被引量：2

8

作者 吴文超 王子奇 《中国核电》 2015年第1期19-23,共5页

文章对AP1000核电汽轮发电机组甩负荷试验进行了介绍,并与国内其他核电机组及常规火电机组的甩负荷试验进行了对比。讨论了相关的试验条件、试验方法、应采取的预防措施、注意事项及国外同类试验的经验反馈,提出了一些相关建议。

关键词 ap1000核电厂 甩负荷试验 负荷平台 试验方法

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AP1000核电厂设备鉴定概述 被引量：2

9

作者 张晓杰 吕云鹤 路燕 《核安全》 2018年第1期20-25,共6页

设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,... 设备鉴定是验证和确认安全级设备满足或超过其技术规格书要求的重要手段之一。随着国内AP1000核电技术的消化吸收以及后续核电项目的建设,大批安全级设备需要实现国产化。本文简要介绍了AP1000设备鉴定的标准体系,鉴定方法及鉴定要求,并基于AP1000设备鉴定的经验,对后续核电国产化设备鉴定提出了建议。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 设备鉴定 鉴定方法 鉴定要求

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R&D 128和ERICA模型在陆生生物辐射剂量估算中的应用研究 被引量：2

10

作者 白晓平 王晓亮 +2 位作者 杜红燕 毛亚蔚 郑伟 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2014年第3期177-182,共6页

R&D 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对R&D128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某A... R&D 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对R&D128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某AP1000核电厂周围陆生生物辐射剂量率进行了计算,最后对比分析了两个模型的计算结果和优缺点。 展开更多

关键词 陆生生物 辐射剂量估算 ap1000核电厂 R&D 128模型 ERICA模型

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AP1000核电厂放射性废液处理工艺研究 被引量：2

11

作者 方祥洪 耿忠林 +1 位作者 马若霞 杨彬 《科技资讯》 2017年第14期89-89,91,共2页

随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核... 随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的放射性废液处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 处理技术 放射性废液

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AP1000核电厂支撑钢结构稳定性分析方法研究 被引量：2

12

作者 王亮 沈乐 +1 位作者 刘康 肖超平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第4期87-92,共6页

AP1000核电厂支撑钢结构的力学设计主要遵循美国建筑钢结构设计规范(AISC 335-1989和AISC N690),其稳定性分析主要采用有效长度法。而最新版的建筑钢结构设计规范(ASIC 360-2010)中首选直接分析法,有效长度法作为其替代方法。此外,相比... AP1000核电厂支撑钢结构的力学设计主要遵循美国建筑钢结构设计规范(AISC 335-1989和AISC N690),其稳定性分析主要采用有效长度法。而最新版的建筑钢结构设计规范(ASIC 360-2010)中首选直接分析法,有效长度法作为其替代方法。此外,相比于AISC 335-1989,AISC 360-2010中明确要求考虑钢结构的非线性二阶效应以及初始缺陷等对稳定性分析的影响。本文详细阐述了AISC 360-2010中稳定性分析的要求,以及直接分析法与有效长度法的特点,并以1个支撑钢结构框架为例,采用力学分析软件GTStrudl进行了2种方法的研究与比较。结果证明,对于简单结构,2种方法都适用;对于复杂结构,直接分析法较为简便高效。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 支撑钢结构 美国建筑钢结构设计协会(AISC) 直接分析法 有效长度法

原文传递

AP1000核电厂二回路热循环冲洗方案 被引量：2

13

作者 顾先青 黄柳杰 《电力建设》 2013年第8期91-94,共4页

探讨了AP1000核电厂以凝结水泵作为动力源,单列加热器逐列投入的二回路热循环冲洗方案。通过热平衡计算分析,确定冲洗前辅助蒸汽的使用量;建立系统散热量计算数学模型,假设冲洗水温维持在60℃时,计算出小循环、大循环热冲洗阶段的总散热... 探讨了AP1000核电厂以凝结水泵作为动力源,单列加热器逐列投入的二回路热循环冲洗方案。通过热平衡计算分析,确定冲洗前辅助蒸汽的使用量;建立系统散热量计算数学模型,假设冲洗水温维持在60℃时,计算出小循环、大循环热冲洗阶段的总散热量,并与单台凝结水泵热功率进行了比较。计算结果表明,热冲洗过程中,不需要投入辅助蒸汽进行加热即可使冲洗水温稍高于60℃达到热平衡,此时系统总散热量和单台凝结水泵热功率相抵消。通过系统散热量的计算确定除氧器水箱温度变化趋势,给出避免凝汽器超温的措施。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 二回路 热循环 冲洗

原文传递

AP1000常规岛主厂房结构弹塑性地震响应分析 被引量：1

14

作者 邢国雷 薛涛 《电力建设》 2014年第10期95-99,共5页

核电厂主厂房结构具有质量、刚度分布不均等特点,为了保证电厂运行功能在罕遇地震下不中断,避免重大设备损坏和核泄漏而造成的严重财产损失和人员伤亡,对核电厂主厂房结构进行弹塑性地震响应分析显得尤为重要。以某实际工程为研究对象,... 核电厂主厂房结构具有质量、刚度分布不均等特点,为了保证电厂运行功能在罕遇地震下不中断,避免重大设备损坏和核泄漏而造成的严重财产损失和人员伤亡,对核电厂主厂房结构进行弹塑性地震响应分析显得尤为重要。以某实际工程为研究对象,在结构的动力特性和反应谱分析的基础上,采用基于纤维模型理论的大型通用有限元软件ABAQUS对核电厂主厂房结构的抗震性能进行了分析,研究了弹塑性模型在整个地震作用过程中的变形及受力特点,并验证了整个方法的有效性和可行性。分析结果表明:结构最大层间位移角满足规范1/100的限值要求,结构在7度罕遇地震作用下能够满足"大震不倒"的设防要求,可为核电厂主厂房结构的抗震设计提供依据。 展开更多

关键词 核电厂主厂房 纤维模型 弹塑性时程分析 抗震性能评价 ap1000核电厂

原文传递

浅论桃花江AP1000核电厂生活污水处理站工艺 被引量：2

15

作者 安文斌 季献华 +1 位作者 苏海娟 曾振国 《能源与节能》 2013年第4期41-43,共3页

介绍了污水处理的原理及生活污水处理的常用工艺,对几种常用工艺应用于核电厂的可能性进行了选择。描述了桃花江AP1000核电厂生活污水处理站倒置A2/O工艺及建造过程,分析了遇到的问题,给出了解决问题的建议。

关键词 ap1000核电厂 生活污水处理站 倒置A2/O工艺

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AP1000核电站安全壳厂房水喷雾灭火系统的设计分析 被引量：2

16

作者 周忠秋 《科技创新导报》 2020年第13期116-117,共2页

AP1000核电站安全壳厂房内的消防系统在正常运行期间为干管运行,当消防系统需要动作时再进行充水,这与常规的消防系统的运行方式不同。市场上的雨淋阀组均是用于阀组前的管道始终是充水情况下的,本文针对市场上常见雨淋阀组是否适用于AP... AP1000核电站安全壳厂房内的消防系统在正常运行期间为干管运行,当消防系统需要动作时再进行充水,这与常规的消防系统的运行方式不同。市场上的雨淋阀组均是用于阀组前的管道始终是充水情况下的,本文针对市场上常见雨淋阀组是否适用于AP1000核电站安全壳厂房这一问题展开讨论和分析,采用流体力学软件Fluent模拟的方式得出安全壳消防母管充水过程中,会导致系统误动的结论。并针对这一情况,给出了使用电动雨淋阀组替代的解决方案,为后续工程的设计提供参考。 展开更多

关键词 安全壳 ap1000核电厂 雨淋阀组 干式管道 FLUENT

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AP1000正常余热排出系统低压注射性能分析 被引量：1

17

作者 王建伟 王亮亮 李澍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2257-2262,共6页

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统(RNS)的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵... 为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统(RNS)的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵的性能曲线,计算分析了RNS在向反应堆冷却剂系统进行低压注射的工况下分别从安全壳内置换料水箱和装料池两个水源吸水时该系统的低压注射性能(主要借助注射流量和注射可持续时间两个性能参数进行衡量)。通过上述计算分析,本文不仅验证了AP1000RNS低压注射功能设计的可靠性,同时也定量给出了两个低压注射水源的实际注射容量。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 正常余热排出系统 低压注射

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AP1000核电厂PCCAWST水箱施工技术 被引量：1

18

作者 安文斌 《工程建设与设计》 2018年第21期222-223,226,共3页

通过对非能动安全壳冷却辅助水箱(PCCAWST)施工过程的研究,提出了应用正装法和倒装法同时施工,并对这2种方法进行了比较,提高了整体施工效率,通过制定科学合理的焊接顺序,提出了切实可行的应对措施,减小了焊接变形量.此外,对设计和施工... 通过对非能动安全壳冷却辅助水箱(PCCAWST)施工过程的研究,提出了应用正装法和倒装法同时施工,并对这2种方法进行了比较,提高了整体施工效率,通过制定科学合理的焊接顺序,提出了切实可行的应对措施,减小了焊接变形量.此外,对设计和施工改进提出了建议,为将来AP1000核电厂箱罐工程的建设提供了参考依据. 展开更多

关键词 正装法 倒装法 焊接变形 ap1000核电厂

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AP1000非能动安全系统调试与核安全法规适应性分析 被引量：1

19

作者 邱凤翔 马中杰 +2 位作者 刘加合 孙景义 刘驰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期110-115,共6页

以核安全相关法规导则为基础,结合核安全导则中对安全专设系统的调试要求,分别对AP1000非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统主要试验项目进行适应性分析。结果表明:AP1000非能动安全专项系统的调试符合核安全法规导则的要求,但需... 以核安全相关法规导则为基础,结合核安全导则中对安全专设系统的调试要求,分别对AP1000非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统主要试验项目进行适应性分析。结果表明:AP1000非能动安全专项系统的调试符合核安全法规导则的要求,但需进一步优化试验项目的设置;建议今后在核安全法规导则升版时,可考虑增加对非能动安全专设系统的调试要求以及对现场难以实施而通过试验台架或仿真模拟的试验项目的要求。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 非能动安全专设系统 调试 核安全法规导则 适应性

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热式气体流量计在三代核电厂通风系统中的应用 被引量：1

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作者 杜玉刚 李苏 《电力系统装备》 2021年第7期59-61,共3页

热式气体质量流量计因测量精度高、量程比宽、可靠性高、安装维护简单等优点而在国内外核电厂的气体流量测量中逐渐兴起。目前我国核电厂应用的热式质量流量计大多为国外品牌,存在采购周期长、价格昂贵、无法自主调校、运维依赖外企技... 热式气体质量流量计因测量精度高、量程比宽、可靠性高、安装维护简单等优点而在国内外核电厂的气体流量测量中逐渐兴起。目前我国核电厂应用的热式质量流量计大多为国外品牌,存在采购周期长、价格昂贵、无法自主调校、运维依赖外企技术支持等问题。山东核电与国内专业核电仪控设备公司联合研发了一款分布式多探杆热式气体质量流量计,介绍了该国产化热式质量流量计的工作原理与功能模块,并详细分析了其技术优势,最后结合其在海阳AP1000核电厂通风系统中的应用进行了讨论。 展开更多

关键词 热式质量流量计 气体流量测量 ap1000核电厂 通风系统

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