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AP1000核电反应堆主冷却剂系统管道,简称主管道(缩写RCL)属于核电站最为核心的功能性设备,其安装的精度控制和质量状况,直接影响核电站整体健康运行和核安全关键性能。本文通过采用"反求工程理论模型"研究方法对三门AP1000参考电站主管道(缩写RCL)坡口加工工艺进行研究和总结,为后续AP1000核电站主管道坡口加工提供参考和借鉴。 相似文献
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核电站主管道是连接主回路压力容器、蒸汽发生器和主泵管道,是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其内部流经高温、高压、高放射性的介质,属于回路承压边界。其焊接技术一直以来都是核电站安装工作中的重中之重。本文分析了EPR焊接工艺、CPR焊接工艺以及AP1000焊接工艺,为核电站主管道自动焊工艺研究提供了重要的参考。 相似文献
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本文通过研究传统PWR反应堆压力容器的安装工艺,结合AP1000的反应堆压力容器的特殊结构,重点分析AP1000反应堆压力容器支撑的吊装定位以及反应堆压力容器筒体翻转和就位调整的过程,对同类核电站的主设备安装具有一定参考价值。 相似文献
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分析了AP1000核电站快速降功率系统的设计特点、控制和闭锁逻辑。讨论了该系统在100%额定功率水平下停机不停堆的响应。对停机后核功率在低功率水平稳定运行,恢复落棒操作,瞬态开始至落棒恢复的反应性控制方式进行探讨,以期对电站的运行工作有所帮助。 相似文献
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本文对AP1000核电站钢制安全壳寿期中的加工制造、存储、吊装及拼装等施工过程中可能导致锈蚀的原因进行了分析,并针对不同施工过程提出了一定的应对措施,如采用特定的防护材料及适当的防护等,从而达到控制工期及造价的目的。 相似文献
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相比于传统的模拟技术,数字化技术在核电站仪控系统安全稳定地运行中具有很大的优越性。本文描述了数字化仪控系统的主要特点,分析了EPR与AP1000数字化仪控系统的不同,介绍了当前二代核电机组进行数字化仪控改造的内容和组织管理,给核电厂仪控从业人员提供了参考。 相似文献
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反应堆控制系统是核电站最核心的控制系统,反应堆控制系统的控制策略从第一代核电站到当今正在建设的第三代核电站一直在不断演进。本文通过研究早期压水堆核电站反应堆控制策略和具有典型意义的代表二代加技术的CPR1000堆型,以及代表第三代核电技术的AP1000堆型的反应堆控制策略,对比分析不同控制策略优缺点,试图揭示其发展演进脉络,指出未来反应堆控制策略的发展趋势。 相似文献
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本文简单介绍了二代加和AP1000核电中蒸汽发生器排污系统的差异。通过设备设置、控制方法、系统接口等方面的比较,表明AP1000核站电蒸汽发生器排污系统在满足系统功能的基础上更加安全和先进。 相似文献
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本文对核电站AP1000反应堆型模块化设计概念及机械模块进行了介绍,从模块化的概念,机械模块的定义、组成、分类、分级以及机械模块的设计准则、设计顺序等方面进行了分析,阐述了机械模块设计的重要性和复杂性,对机械模块设计规律的掌握和问题的避免有一定的意义。 相似文献
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本文介绍了事故后安全壳内氢气产生的原因,以及氢气在安全壳内燃烧引起的危害。分析了AP1000安全壳氢气控制系统的设计特点,以及该系统如何在设计基准事故和严重事故下控制氢气浓度,并与传统二代核电厂的安全壳消氢系统进行对比,分析了AP1000在氢气控制方面的优越性,并对该系统设备的运行提出了建议,可以做为国内新建电厂的设计借鉴。 相似文献
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作为目前世界上在建核电机组规模最大的国家,中国在建核电站的规模占全球的近四成。随着核电站的大规模铺开建设,核电站1E级电缆的需求也随之大大增加。且由于核电技术的不断发展,核电站1E级电缆的规格种类、技术特性等均较之前有了较大的发展和更新,同时也给电缆的采购管理带来了新的课题和挑战。本文阐述了浙江三门AP1000核电站1E级电缆的采购经验,探讨了核电1E级电缆采购的特殊性和管理的多样性,为后续核电项目采购管理提供借鉴。 相似文献
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秦山第二核电厂12号机组两台汽轮发电机为水氢氢冷却方式,鉴于氢气纯度对氢冷发电机安全运行的重要性,介绍了氢气纯度合理控制范围及氢气纯度在线检测装置工作原理,并结合电厂实际,指出影响氢气纯度的主要途径为发电机密封油系统的运行。 相似文献
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稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出了ACP1000的控制方案设计。 相似文献
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本文通过对当前核电厂设备冷却水系统常用的几种缓蚀剂以及pH控制剂的比较分析,结合AP1000闭式冷却水系统(CCS)材料和运行要求,选择了适合AP1000 CCS的缓蚀剂和pH控制剂,为CCS的缓蚀剂和pH控制剂的选择和使用提供指导。 相似文献
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稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出了ACP1000的控制方案设计。 相似文献
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核电站常规岛汽轮机低压外缸为散件到货,低压外缸下半由两块侧板、两块端板、钢架及支撑管系组成,还包括汽缸下部导向装置、排汽扩散段,低压外上缸由前后两块端板和中间半缸(分左右两块腹板)、导流装置组成,汽轮机本体设备安装在MX厂房16.2m平台,因本机型结构所限,拼装只能直接在现场安装位置组合、拼装.本章主要针对核电站1000MW汽轮发电机半速机组特点,对汽轮机拼缸组合控制重点进行分析,并提出控制方法。 相似文献
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核电站的项目建设期包括设计、采购、土建、安装、调试和试运行等阶段,其中设计阶段的质量是其他阶段质量的基础,而通过引入外部经验反馈可有效提升设计质量。本文以某AP1000核电厂的工程实践为例,从经验反馈收集、筛选、分析、审批、落实、验证关闭六个方面对设计领域经验反馈体系的建设和运转过程进行具体介绍。 相似文献
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随着核电发展对安全的要求越来越高,世界各国在新建核电项目上均以Ⅲ代核电技术为主,逐步取代原有的Ⅱ代和Ⅱ代+技术。AP1000作为Ⅲ代核电技术的代表,以非能动的特性显著提高了机组的安全性。通过对AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)和M310的安全壳喷淋系统(EAS)进行比较分析,得出在安全壳冷却方面非能动系统较能动系统的优势。 相似文献
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交流不间断电源系统(以下简称UPS系统)是稳定的、能连续可靠供电的电源系统,因为核电站安全运行的重要性,所以核电厂相关重要的仪表、重要的阀门等负荷都由UPS系统来供电。本文主要以AP1000和VVER机组的UPS供电系统作为参考,详细描述了UPS的运行、故障处理及经验反馈。 相似文献
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福岛核事故之后,各国核电监管部门对于核电厂严重事故的预防和缓解措施都提出了更为严格的要求,确保在发生概率极低的严重事故的情况下,也能限制放射性物质向环境的释放。本文以AP1000针对严重事故的氢气控制措施为研究方向,介绍了严重事故情况下氢气的产生位置、反应机理、对安全壳的威胁、氢气点火器和非能动氢气复合器的布置。通过对上述设计和管理措施的介绍,结合其他研究成果,说明了AP1000核电厂对于严重事故情况下的氢气控制是有效的,能够满足国家核安全局的要求,可以确保安全壳的完整性。 相似文献
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