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CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析 被引量：10
1
作者 于浩 张明 +2 位作者 冯少东 郝国锋 翁羽 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期122-125,共4页
为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供... 为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。 展开更多
关键词 cap1000 一体化堆顶组件 流场分析 计算流体力学
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事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究 被引量：1
2
作者 张姗姗 付亚茹 +1 位作者 孙大威 梅其良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期94-100,共7页
核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控... 核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。 展开更多
关键词 cap1000 设计基准事故 主控室 剂量分析 可居留性
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CAP1000反应堆压力容器堆测接管堆焊管座疲劳性能
3
作者 张俊宝 谷雨 +1 位作者 梅乐 余燕 《电焊机》 2016年第12期11-15,共5页
CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成型,堆焊是增材制造的最原始形态。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的。采用埋弧堆焊,从堆焊结构的三个方向——垂直于焊接方向、平行于焊接方向、... CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成型,堆焊是增材制造的最原始形态。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的。采用埋弧堆焊,从堆焊结构的三个方向——垂直于焊接方向、平行于焊接方向、堆焊结构的高度方向分别进行疲劳试验。试验结果表明,三个方向的疲劳性能基本相当。疲劳试验结果与ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材的疲劳曲线进行对比,三条试验曲线的数据点均位于ASME基准曲线的上方,因此采用ASME第Ⅲ卷附录Ⅰ提供的母材疲劳曲线进行堆焊管座的力学评定是合适的。 展开更多
关键词 cap1000 堆测接管管座 埋弧焊 疲劳性能
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随机主余震作用下AP1000核电厂可靠度研究
4
作者 高嘉鸿 庞锐 +1 位作者 宰德志 徐斌 《振动工程学报》 北大核心 2025年第7期1577-1587,共11页
在实际中,地震通常由一次主震和一系列余震构成,且地震发生的随机性很强。主震会对结构造成破坏,随后的余震则会放大和加剧结构的响应与损伤。然而,目前尚无考虑随机地震序列作用对核电厂影响的研究。提出了一种AP1000核电厂在随机主余... 在实际中,地震通常由一次主震和一系列余震构成,且地震发生的随机性很强。主震会对结构造成破坏,随后的余震则会放大和加剧结构的响应与损伤。然而,目前尚无考虑随机地震序列作用对核电厂影响的研究。提出了一种AP1000核电厂在随机主余震作用下的动力响应和可靠度研究的分析框架。使用地震动的物理随机函数模型、窄带波群叠加法和Copula函数模拟随机主余震序列;基于ABAQUS软件建立AP1000核电站模型,并对其进行动力响应分析;基于直接概率积分法得到核电厂屏蔽厂房水平方向最大位移响应的概率密度函数,并计算其动力可靠度。结果表明,相较于仅经历主震,余震作用后屏蔽厂房顶部和安全壳顶部的加速度与相对位移分别有不同程度的增大,屏蔽厂房水箱和通风口之间区域的损伤面积有所扩大,余震会对核电厂造成进一步破坏。由于地震的随机性,核电厂的动力响应也表现出一定随机性。余震会降低核电厂的动力可靠度,其降低的程度与核电厂选择的阈值相关。 展开更多
关键词 ap1000核电厂 随机主余震 直接概率积分法 动力响应 可靠度
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统计不确定性方法在CAP1000核电厂MSLB质能释放分析中的应用研究 被引量：1
5
作者 杨杏波 《科技创新与应用》 2014年第14期29-29,共1页
CAP1000核电厂MSLB质能释放分析一直采用保守的确定论方法。该方法使用大量的保守假设,如反应堆功率等参数均选取保守值。由于分析结果具有较大的保守性,因此,它可能会使后续的安全壳温度和压力响应分析裕量过小。文章将统计不确定性方... CAP1000核电厂MSLB质能释放分析一直采用保守的确定论方法。该方法使用大量的保守假设,如反应堆功率等参数均选取保守值。由于分析结果具有较大的保守性,因此,它可能会使后续的安全壳温度和压力响应分析裕量过小。文章将统计不确定性方法应用于CAP1000核电厂MSLB质能释放分析中,并将计算结果与应用确定论方法的计算结果进行比较,发现统计不确定性方法的结果更趋近真实情况,它可释放一定的裕量。此外,文章还引入Spcarman秩相关系数对影响MSLB质能释放结果的核电厂主要参数进行评价,发现蒸汽发生器初始水装量对于计算结果的影响较大。 展开更多
关键词 cap1000 统计不确定性方法 质能释放
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CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺与清洁控制 被引量：3
6
作者 路扬 庄思明 《压力容器》 北大核心 2024年第6期83-88,共6页
针对CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺及清洁控制等问题,分析了初级分离器及给水环等内部构件在有限空间精确位置的调节和临时固定等难点,研究了内套筒在下壳体内同轴安装以及换热管U形端在壳体最终对接焊接时所面临的污染和磕... 针对CAP1000型蒸汽发生器内部构件关键安装工艺及清洁控制等问题,分析了初级分离器及给水环等内部构件在有限空间精确位置的调节和临时固定等难点,研究了内套筒在下壳体内同轴安装以及换热管U形端在壳体最终对接焊接时所面临的污染和磕碰问题。基于该设备各部分内部构件结构特征提出清洁安装工艺方案,通过设计和应用多种防护用具和机械支撑调节装置,取代常规焊接固定方式,更加精准控制各项安装尺寸,避免了焊接和打磨带来的内部污染。实践表明,采用该安装工艺和方法可有效提高CAP1000型蒸汽发生器内部构件的制造精度、清洁度和产品总体质量。 展开更多
关键词 cap1000型蒸汽发生器 内部构件 机械支撑 安装工艺
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CAP1000项目装卸料机主起升机构的设计 被引量：1
7
作者 刘建文 《发电设备》 2016年第3期164-167,共4页
通过对AP1000装卸料机主起升机构设计的消化、吸收和分析,对CAP1000项目装卸料机的主起升机构进行了创新设计,在维护便捷性、经济性等方面进行了改进,并实现了装卸料机的国产化。
关键词 cap1000项目 装卸料机 主起升机构
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从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程 被引量：14
8
作者 郑明光 《中国核电》 2018年第1期41-45,共5页
在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP... 在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。 展开更多
关键词 ap1000 cap1400 三代核电 自主化 国产化
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AP1000核级RTD通道校准方法研究与应用
9
作者 高奇峰 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期244-248,共5页
为优化核电厂核级电阻温度探测器(RTD)通道校准方法,以满足电厂仪表精度要求,从RTD测量原理与核电厂常用RTD通道校准方法入手,详细阐述了核级RTD在安装、更换、运行试验中可能用到的校准修正方法,提出了结合模拟/数字(A/D)转换器精度的... 为优化核电厂核级电阻温度探测器(RTD)通道校准方法,以满足电厂仪表精度要求,从RTD测量原理与核电厂常用RTD通道校准方法入手,详细阐述了核级RTD在安装、更换、运行试验中可能用到的校准修正方法,提出了结合模拟/数字(A/D)转换器精度的RTD通道校准方法,给出了结合工艺系统温度平台RTD交叉校准数据在RTD通道校准中的应用方式。经分析计算和应用验证,该RTD通道校准方法可以有效提高仪表通道精度,具有很强的实用价值。 展开更多
关键词 核级电阻温度探测器(RTD) 通道校准 参数调整 ap1000
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AP1000蒸汽发生器排污管道γ在线监测装置设计及探测效率分析
10
作者 王一霖 乔有龙 +3 位作者 余小东 刘维理 夏三强 苏昌远 《辐射防护》 北大核心 2025年第5期474-481,共8页
为了确保AP1000机组外供蒸汽中放射性物质符合相关标准要求,对蒸汽发生器排污管道的γ放射性进行实时在线监测。γ在线监测装置由4台NaI(Tl)γ谱仪、就地辐射处理单元和铅屏蔽支架组成。NaI(Tl)γ谱仪采用4个大体积NaI(Tl)晶体包围管道... 为了确保AP1000机组外供蒸汽中放射性物质符合相关标准要求,对蒸汽发生器排污管道的γ放射性进行实时在线监测。γ在线监测装置由4台NaI(Tl)γ谱仪、就地辐射处理单元和铅屏蔽支架组成。NaI(Tl)γ谱仪采用4个大体积NaI(Tl)晶体包围管道,实现了高探测效率和低本底计数率。模拟结果表明监测装置的探测效率受γ射线能量影响较小。通过配制含有137 Cs不同活度浓度的管道,对监测装置进行刻度,得到探测效率为7.96×10^(-2),在95%置信度、15 s测量时间下最小可探测活度浓度为2.53×10^(4)Bq/m^(3),监测装置精密度为2.86%,准确度优于±9%,满足测量需求。 展开更多
关键词 低γ放射性测量 最小可探测活度浓度 管旁在线监测 ap1000
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LOCA后长期循环阶段CAP1000安全壳内碎片迁移的CFD分析
11
作者 刘洁 王勇 郭丹丹 《核电工程与技术》 2014年第2期1-6,共6页
LOCA后长期再循环冷却阶段安全壳内各种碎片随水流积聚到再循环滤网．会增大流动阻力，降低再循环能力。使用fluent软件，对CAP1000在发生LOCA后长期自然循环冷却阶段的流场进行了CFD仿真，结合碎片迁移特性试验的流速数据，分析评估了C... LOCA后长期再循环冷却阶段安全壳内各种碎片随水流积聚到再循环滤网．会增大流动阻力，降低再循环能力。使用fluent软件，对CAP1000在发生LOCA后长期自然循环冷却阶段的流场进行了CFD仿真，结合碎片迁移特性试验的流速数据，分析评估了CAP1000安全壳内不同碎片迁移到再循环滤网的份额。碎片迁移分析结果相比西屋评估结果，挖掘了安全裕量，为滤网的工程设计提供了参考。 展开更多
关键词 cap1000 再循环滤网 碎片迁移
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基于NECP-Bamboo的AP1000机组详细负荷跟踪模拟计算研究
12
作者 黄伟兵 《中国核电》 2025年第2期200-205,共6页
利用堆芯物理分析软件跟踪计算实体堆芯,一般都是在换料设计之前,以约为一两天的时间步长,以获取每个燃料组件的状态,为堆芯换料设计提供准确的输入。为了分析堆芯运行过程和检验软件对堆芯详细负荷跟踪的模拟计算能力,本文利用国产自... 利用堆芯物理分析软件跟踪计算实体堆芯,一般都是在换料设计之前,以约为一两天的时间步长,以获取每个燃料组件的状态,为堆芯换料设计提供准确的输入。为了分析堆芯运行过程和检验软件对堆芯详细负荷跟踪的模拟计算能力,本文利用国产自主化软件NECP-Bamboo,以约10 min的时间步长,首次对AP1000首循环堆芯在MSHIM模式下的运行过程进行了详细的负荷跟踪模拟计算,展示了堆芯的内部行为和物理过程,也验证了软件的计算能力。结果分析表明,模拟值与测量值之间的临界硼浓度平均差值小于12×10^(-6),最大差值小于50×10^(-6);控制棒频繁插入和功率调节导致堆芯内氙变化,会引发误差曲线中的振荡现象。 展开更多
关键词 ap1000 负荷跟踪 NECP-Bamboo
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AP1000机组核电厂安全分级法规标准研究
13
作者 刘青阳 路燕 +1 位作者 文静 徐宇 《核安全》 2025年第5期49-54,共6页
本文系统研究了AP1000机组核电厂的安全分级法规标准体系,重点分析了其构筑物、系统和部件(SSC)在安全分级方面的具体要求与规范依据。研究基于美国联邦法规10CFR 50.2、10 CFR 50.55a、10 CFR 50.49及10 CFR 50附录B等相关要求,结合AP1... 本文系统研究了AP1000机组核电厂的安全分级法规标准体系,重点分析了其构筑物、系统和部件(SSC)在安全分级方面的具体要求与规范依据。研究基于美国联邦法规10CFR 50.2、10 CFR 50.55a、10 CFR 50.49及10 CFR 50附录B等相关要求,结合AP1000采用非能动安全系统的特点,对其分级体系中的关键问题进行了探讨。针对AP1000将D级设备定性为“安全无关”、RTNSS(非安全系统的监管处理)物项未明确纳入安全分级体系,以及安全分级标准适用性等问题,提出了相应建议,包括修订D级定性、将RTNSS物项纳入分级范围,并推荐采用ANSI/ANS 58.14-2011标准进行安全分级,以提升分级体系的科学性与监管一致性。 展开更多
关键词 ap1000 核电厂 安全分级
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西屋AP1000设计认证有效期获准延长至2046年
14
作者 张焰 伍浩松 《国外核新闻》 2025年第9期25-25,共1页
【美国西屋公司网站2025年8月26日报道】西屋公司(Westinghouse)近日宣布,美国核管会(NRC)已批准将大型先进压水堆AP1000设计认证有效期延长至2046年2月。此次延期依据核管会新规,即将原15年的设计认证期限统一调整为40年。西屋公司表示... 【美国西屋公司网站2025年8月26日报道】西屋公司(Westinghouse)近日宣布,美国核管会(NRC)已批准将大型先进压水堆AP1000设计认证有效期延长至2046年2月。此次延期依据核管会新规,即将原15年的设计认证期限统一调整为40年。西屋公司表示,40年的认证有效期进一步巩固了AP1000技术作为美国实现2030年前建成10座大型反应堆目标的首选方案的地位。 展开更多
关键词 美国核管会 有效期 ap1000 延长 设计认证
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美多方合作推进AP1000反应堆建设
15
作者 伍浩松 张焰 《国外核新闻》 2025年第11期17-18,共2页
【本刊2025年11月综合报道】2025年10月,美国政府及多家企业总计签署三份旨在推进西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设的协议,分别涉及在全国范围内推进反应堆建设,评估重启南卡罗来纳州萨默尔未完工反应堆建设的可行性,以及新建四... 【本刊2025年11月综合报道】2025年10月,美国政府及多家企业总计签署三份旨在推进西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设的协议,分别涉及在全国范围内推进反应堆建设,评估重启南卡罗来纳州萨默尔未完工反应堆建设的可行性,以及新建四座反应堆。 展开更多
关键词 西屋公司 企业 美国政府 ap1000反应堆 协议
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AP1000堆芯轴向功率控制策略优化研究
16
作者 李昂 《电气时代》 2025年第6期140-142,共3页
AP1000采用机械补偿控制策略(MSHIM),反应堆通过M棒和AO棒分别控制平均温度和轴向通量偏差(AFD),但在机组运行过程中时常出现AO棒接近全提或全提出堆芯的情况,导致大幅减弱机组对于轴向功率的控制能力。基于此,对国内某AP1000电厂实际... AP1000采用机械补偿控制策略(MSHIM),反应堆通过M棒和AO棒分别控制平均温度和轴向通量偏差(AFD),但在机组运行过程中时常出现AO棒接近全提或全提出堆芯的情况,导致大幅减弱机组对于轴向功率的控制能力。基于此,对国内某AP1000电厂实际情况开展分析,通过优化MSHIM运行范围和定期开展AFD偏差校准的方式有效解决该问题,为机组长期安全和稳定运行奠定良好的基础。 展开更多
关键词 M棒 AO棒 堆芯轴向功率 ap1000 轴向通量偏差 MSHIM
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关于AP1000机组主泵在役惰转试验取消的研究
17
作者 金高俊 《电力设备管理》 2025年第2期198-200,共3页
AP1000机组对在役期间主泵惰转试验没有要求,但业内对其在役期间是否需要执行主泵惰转试验看法不一。本文通过分析AP1000机组主泵惰转上游设计规范、国内外机组经验、主泵惰转曲线影响因素、惰转试验执行风险,论证了AP1000机组取消主泵... AP1000机组对在役期间主泵惰转试验没有要求,但业内对其在役期间是否需要执行主泵惰转试验看法不一。本文通过分析AP1000机组主泵惰转上游设计规范、国内外机组经验、主泵惰转曲线影响因素、惰转试验执行风险,论证了AP1000机组取消主泵在役惰转试验的合理性,也为AP系列机组后续在役主泵惰转试验项目制定、取消或周期变更等提供参考。 展开更多
关键词 ap1000主泵 惰转试验 影响因素
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美核管会受理4座AP1000反应堆联合许可证申请文件
18
作者 张焰 伍浩松 《国外核新闻》 2025年第10期21-21,共1页
【美国核管会网站2025年9月8日报道】美国核管会(NRC)近日宣布,已受理费米美国公司(Fermi America)提交的4座西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设与运行联合许可证部分申请文件,并正式启动审查工作。该拟建项目位于得克萨斯州卡森县... 【美国核管会网站2025年9月8日报道】美国核管会(NRC)近日宣布,已受理费米美国公司(Fermi America)提交的4座西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设与运行联合许可证部分申请文件,并正式启动审查工作。该拟建项目位于得克萨斯州卡森县(Carson County)阿马里洛(Amarillo)。 展开更多
关键词 美国核管会 联合许可证 ap1000反应堆
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CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究
19
作者 史国宝 付廷造 +1 位作者 潘新新 陆天庭 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期790-797,共8页
鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点。本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事... 鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点。本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事故序列的计算模拟,分析相关缓解措施投入的时机及其效果。经过梳理和分析,认为:针对安全壳长期超压失效的缓解措施是合理和有效的,这些措施使CAP1000已实际消除了安全壳长期超压失效的可能性。 展开更多
关键词 cap1000 严重事故 超压缓解
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美韩企业将合作推进4座AP1000反应堆建设
20
作者 王兴春 伍浩松 《国外核新闻》 2025年第8期22-22,共1页
【美通社得克萨斯州阿马里洛2025年7月30日电】费米美国公司(Fermi America)与韩国现代工程建设公司(Hyundai E&C)近日签署谅解备忘录,将携手推进全球最大私营能源综合体中的核电厂建设,为下一代人工智能系统提供能源保障。
关键词 费米美国公司 现代工程建设公司 ap1000反应堆
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