AP1000核电厂安全级仪控系统施工要点及对策

AP1000核电厂采用了全数字化仪控系统,其中保护和安全监测系统(PMS)属于安全级,该系统现场安装的全过程需要高度关注。PMS系统安装的实体工作可分解成三大类:处理机柜、电缆与光缆、中子探测器。通过首堆工程中PMS系统安装实践积累下的经验与教训,必将对后续AP1000机组的安全级仪控系统提供了宝贵的参考价值。     

浅谈AP1000核电厂保护和安全监视系统PMS操作平台Common Q

AP1000核电厂采用了非能动安全系统,其保护和安全监测系统(PMS)用于检测核电厂的非正常工况,当发生事故工况时,执行其安全相关的功能,使核电厂维持在安全停堆状态,PMS系统用Common Q平台来实现。     

基于PCTRAN的AP1000核电厂卡轴事故的模拟与分析

AP1000有其固有的安全性能,由于采用非能动安全系统,大大降低了发生人因错误的可能性。文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000,针对我国将建造的先进非能动AP1000的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴(转子卡死)进行模拟仿真。仿真结果表明,PCTRAN能够正确反映核电站的运行特性,在设计基准事故仿真方面尤有特色,验证了AP1000的固有的安全性。     

AP1000结构模块中管道安装施工管理的要点分析

文章在介绍AP 1000结构模块内管道分布情况和施工特点的基础上,从结构模块内管道安装的条件准备、施工过程组织、质量控制三个方面对AP 1000结构模块中的管道施工管理的要点进行了分析,以便充分发挥出模块化施工的优势。     

AP1000机型中结构模块对造价的影响及优化建议

结构模块是AP1000机型的一种全新建造特点,其费用水平会对机组的造价产生较大影响。本文介绍了结构模块的定义和特点,在对AP1000机型中结构模块的分类进行介绍的基础上,统计了结构模块的工程量和相关费用,并就结构模块本体、配套设施以及特殊施工措施三方面对机组造价的影响进行了分析,并提出了具体的优化建议。     

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。     

三门核电汽轮机组电磁阀与Ovation的接口探讨

三门核电1,2号机组为全球首个AP1000项目,其全厂数字化仪控系统采用西屋电气公司的Ovation平台实现电站系统的控制、保护和监视功能,合理的接口设计能提高控制系统的可靠性。在汽机控制与保护系统中,电磁阀发挥着难以替代的重要作用。文章介绍了AP1000三门核电工程汽轮机组电磁阀与Ovation接口所存在的问题、最终的解决方案及分析,供后续国内AP1000核电项目参考借鉴。     

核电站正常余热排出泵间的通风系统设计特点

本文介绍AP1000核电站正常余热排出泵间的通风系统的设计特点与布置原则,介绍相应的冷却机组的选择计算方法,通过对比分析,说明AP1000堆型与二代压水堆核电站通风系统设计的异同。     

BEACON在AP1000核电机组运行中的应用

BEACON系统根据AP1000堆内核测系统提供的实时堆芯参数和相关电厂过程参数,直接计算出停堆裕度和堆芯功率分布参数,这不但可以方便运行人员对这些参数的监测,而且可以帮助运行人员有效利用堆芯设计裕量,提高电厂的经济性。文章对BEACON在AP1000核电机组运行中的应用进行了研究。     

核电站模块施工质量综合评价研究

我国第三代AP1000核电站采用模块化建造技术,模块施工周期长、重量重、体积大,这对施工质量控制提出了更高、更严格的要求。在建造过程中对施工质量进行综合评价,能更全面了解目前质量控制水平,更好地指导开展质量控制工作,确保模块施工质量。文章根据浙江三门AP1000核电站模块施工的现状和特点,结合已完工的CA01、CA20模块施工,运用层次分析法和模糊数学评价方法,提出了一种适合核电站模块的施工质量综合评价方法。采用该方法能够较为客观和全面地反映核电站模块施工质量水平,也为核电站其他领域的施工质量评价提供思路。     

AP1000稳压器压力自动控制逻辑的实现方式及特点分析

AP1000压水堆采用美国西屋公司设计的第三代压水堆核电技术，其非安全仪控系统开发是基于成熟的数字化平台OVATION系统。稳压器压力的自动控制作为压水堆核电站重要的控制功能，在AP1000堆型中首次使用OVATION平台实现。文章总结了AP1000稳压器压力控制逻辑及其在OVATION3.3平台上的实现方法，同时对比国内其他压水堆核电厂稳压器压力控制实现方式，对这一实现方案的特点进行分析，说明其可用性和安全性。     

核电工程总承包企业税务筹划探索实践

国核工程有限公司(以下简称国核工程)成立于2007年7月,是国家电投成员单位,国家核电技术公司(以下简称国家核电)全资子公司.公司贯彻执行国家层面核电自主化战略部署,承担AP1000三代核电技术引进、消化、吸收、再创新的战略任务,目前主要负责三代核电AP1000三门、海阳依托项目4台机组,国家重大专项CAP1400示范工程及CAP1000后续机组的建设管理.     

基于PMS提高停电通知效率的分析

停电通知工作关系到电力调控和电力企业行风建设,PMS停电通知模块的应用极大程度上缓解了近年来停电通知工作日趋繁重的压力。本文指明停电通知模块运用过程中所遇到的主要问题源于PMS台帐数据,提出科学维护PMS台帐数据加之应用软件的改善和科学的管理方法,将提高停电通知工作效率。     

AP1000堆型核电CMT锻件质量稳定性评价探讨

本文通过对第一重型机械有限公司驻厂选点见证收集的AP1000堆型(采用SA-508Gr.3Cl.1材料核电锻件)堆芯补水箱的力学性能数据(抗拉强度和屈服强度)进行整理,利用数据统计方法进行直方图图表编制,从而分析数据分布的质量规律,来证明核电锻件的质量稳定性,说明AP1000堆型采用SA-508Gr.3Cl.1材料制造CMT核电锻件的技术基本掌握,质量基本满足要求,但是直方图存在孤岛和不对称问题,需要继续采取措施完善工艺,提高质量稳定性。     

重型道路施工难点分析

重型道路为应用AP1000技术的核电厂模块吊装的重要作业平台。不同于一般市政道路,重型道路需要更高的承载力,最大区域设计荷载为100t/m2,因此路基开挖工程量大,路面设计更为复杂。文章介绍了重型道路施工过程遇到的各种问题及解决方法。     

AP1000爆破阀技术特点和难点剖析

爆破阀作为AP1000项目中非能动设计的关键设备之一,其结构特点与以往阀门类型不同,其通过点燃阀门药筒内装的火药,驱动阀门快速打开,保证了事故工况下非能动堆芯冷却系统可靠运行,有效降低了事故下堆内温度和压力,减少了设备维修和人员辐照。     

基于PCS7的发电厂脱硫系统特殊功能块设计

主要介绍基于PCS7发电厂脱硫系统特殊功能块设计。根据发电厂脱硫系统的工艺特点及西门子PCS7系统的特点，为该系统创建了6大特殊功能块，本文着重介绍消石灰硫化槽总重量称重模块以及信号解锁模块特殊功能块设计与功能。     

基于AP1000的低、中放废物暂存库设计探讨

AP1000核电低、中放废物处理工艺对低、中放废物暂存库提出了更高的安全性、可操作性的要求,结合国家、行业相关标准和废物库多年的设计、运行经验,提出了基于AP1000核电技术的低、中放废物暂存库设计的主要原则,包括了工艺方案、功能划分、布置原则等方面的内容以及所需的辅助系统,并将"格架设计"的理念引入到了贮存区的设计中,在完善废物库功能的同时,提高了废物库运行的安全性、可操作性,为后续低、中放废物暂存库设计工作提供了一定的技术支持和参考。     

AP1000放射性废液处理的特点

全球首台AP1000三门核电站放射性废物处理采用单机组核岛内废物处理系统与全厂机组共用废物处理设施的组合处理模式，形成完整的三废处理工艺。文章从放射性废液处理工艺和主要设备角度，阐述了AP1000核电站放射性废液处理的特点和先进性。     

热式质量流量计在AP1000中的应用

三门核电的AP1000项目采用了热式质量流量计对暖通系统的部分气体质量流量参数进行测量,这在国内的核电站尚属首次。文章对比分析了热式质量流量计和差压式气体流量计的优缺点,并介绍了热式质量流量计在AP1000核电站中的应用。