三门AP1000核反应堆厂房内部结构施工技术介绍

cni22sanmennuclearpowerprojectmanagingdepartment 中国核工业第二二建设有限公司 三门核电工程项目经理部 documenttitle: 文件名称： layerandsegmentdivisiondesigningplanofinner structureofcontainmentbuilding 反应堆厂房内部结构分层分段设计方案 documenttype: 文件类别： doc.no. 编码 internalno. 内部编号 [08]hee.c.22.th.c5.023collaborativeno. 协作单位编号 1pre rev. 版次 status 状态 preparation 编制/修改 review 审核 qareview 质保核查 approval 批准 date

对ap1000三门核电站电动阀的诊断范围、电动阀设定值计算、电动阀诊断工具、电动阀诊断操作过程和诊断数据分析进行了介绍。

简介 ap1000核电技术，中国第三代核电自主技术，中国引进消化吸收再创新和自 ap1000核电技术建设 主创新，在世界上率先掌握了第三代核电ap1000的五大核心关键技术，为推进中国核 电产业技术水平的整体跨越，为实现中国第三代核电ap1000的自主化、批量化建设打 下了坚实的基础。ap1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批 准的第三代核电技术，这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。 编辑本段原理特点 工作原理 ap1000是一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。用铀制成的核燃料在“反应 堆”的 ap1000核电技术建设 设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产 生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网 送到四面八方。采用这一原理的核电技术就是压水堆核电技

重水堆核电站核反应堆筒体滑模工程特点，施工方法及保证筒体圆整度、滑模水平度和垂直度控制、滑升速度控制和纠扭等关键施工技术措施。

压水堆核电厂运行 课程论文 ap1000核电厂二代压水堆 安全设施和系统的比较 学生姓名： 班级：090 学号：090 二零一二年十一月 ap1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较 ap1000简介 ap1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站 事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。迫切 的需要一种安全又可靠的新型核电厂来取代二代核电厂。20世纪80年代中期开 始，美国epri与nrc的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投 资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改 善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的urd， 1994年欧共体制定了eur。现在人们通常把符合urd和eur要求的核反应堆 称作先进堆核电厂。 非能动安全系统 ap

结构模块防漏槽管道安装是ap1000三代核电机组模块化施工重要技术,涉及模块化技术,土建与安装并行施工,在很多方面区别于传统的管道施工。介绍了三门ap10001号机组防漏槽管道结构组成和施工工艺,并对施工工艺中的重点和难点问题及解决对策进行了详细分析。

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.

本文针对第三代核电ap1000堆型核岛倒送电范围电缆施工技术要求及施工特点进行了分析,阐述了ap1000核电中电缆施工的新工艺、新材料、特点、难点,同时对倒送电范围电缆施工过程中所出现的技术问题进行了初步探讨。

0021#主厂房上部结构工程√√√√√√记录 01汽机间上部结构√√√√√√记录 01钢柱结构√√√√√记录 01柱钢结构工程√√√√√记录 01钢结构焊接工程√√√√√记录及报告 01钢结构焊接√√√√√√√记录及报告 02紧固件连接工程√√√√√记录及报告 01高强螺栓连接√√√√√√√记录及报告 03柱安装√√√√√记录及报告 01钢构件（多层及高层安装）√√√√√√√记录及报告 04钢结构涂装√√√√√记录及报告 01钢结构防腐√√√√√√√记录及报告 02钢结构防火√√√√√√√记录及报告 02墙体结构√√√√√记录 01墙体钢结构√√√√记录 01

通过比较三门核ap1000机组的自并励励磁系统、秦山二期cnp600机组的无刷励磁系统以及秦山一期cnp300机组的交流励磁系统，分析三类励磁系统的不同特点，为不同容量核电机组选择适宜的励磁系统提供参考。

核反应堆工程专业生产实习是普通高等院校实现核反应堆工程专业人才培养目标的重要实践环节,是专业知识联系生产实践的有效途径,直接影响学生适应社会的能力。南华大学于2011年6月在中国原子能科学研究院开展了核反应堆工程专业生产实习的实践探索。生产实习前的充分准备工作、严格的实习管理、实习单位优越的硬件和软件条件,确保了生产实习工作的平稳开展。学生的认可和实习单位的好评,表明了核反应堆工程专业生产实习的成功性。

针对地下核电厂核反应堆洞室大型穹顶施工难度大的突出问题,分别提出了地下核反应堆洞室大型穹顶预留中心柱法和预留岩墙法两种施工方案,并利用midas三维模拟平台,分别建立了上述两种方案分步施工三维分析模型。模拟结果表明,预留中心柱法和预留岩墙法分步施工引起的位移均满足施工安全要求,其中后者引起的最大位移较预留中心柱法施工引起的最大位移大,预留岩墙法分步施工引起的穹顶顶部位移较预留中心柱法明显,而预留中心柱法分步施工引起中心柱和开挖掌子面中部位移较预留岩墙法明显。两种施工方案应分别加强穹顶揭露区域、预留中心柱中部和开挖掌子面中部区域临时支护措施及监控措施,以确保施工安全。

核反应堆冷却泵用的新式轴封

人员闸门作为安全壳压力边界的组成部分,在反应堆正常运行、异常运行和事故工况期间,应能确保其完整性和密封性。ap1000依托项目（三门一期和海阳一期）人员闸门按照asmeⅲ、asmeⅸ标准设计、制造、检验、测试,在国产化的过程存在一定的难度,从开工前的技术准备到制造过程中关键工序的控制,阐述了如何有效保证人员闸门质量。

工程技术engineering&technology 252军民两用技术与产品2016·11（下） 核电站是一种大型的发电系统，利用可裂变或可融合的重金属 原料的燃烧，在一定的条件下产生核分裂或核融合的反应，从而释 放出大量的电能。它大致可以分为三个部分：一是生产蒸汽的核岛（又 称反应堆系统），它利用的是原子核裂变的一系列反应产生蒸汽；二 是可以发电的蒸汽动力系统，俗称常规岛，它的原理是利用核岛产 生蒸汽进行发电，从而产生电能；三是电厂配套设施，将常规岛产 生的电能经过冷却剂处理转化，最终由发电机进行发电。目前，全 世界已经有近五百座大型核电站，而核泄露的事件也时有发生，给 人民的健康安全和国家的经济财产都带来了无可估量的损失。所以， 了解核反应堆的种类，运行原理及建设结构，可以从根本上完善核 电站的安全系统，预防核泄露事件的发生 [1

以ap1000核电屏蔽厂房结构为研究对象,进行考虑土-结构相互作用的地震响应分析,探讨不同厚度和不同地表倾斜角度软岩场地对屏蔽厂房结构地震响应的影响。利用abaqus有限元软件建立了软岩层厚度分别为25、30、35、40m以及地表倾斜角度分别为0°、3°和6°的土-结构相互作用模型,实现了地震动输入。对计算所得楼层响应谱进行对比分析可知,软岩层较硬岩层对地震传播有一定的放大效应,软岩层厚度的增加会使峰值频率往低频方向移动；倾斜场地对楼层响应谱高频部分有一定的放大效应。该研究结果对软岩场地下核电厂抗震安全评价具有一定参考意义。

本文简要介绍了ap1000核电厂核岛辅助厂房混凝土房间开顶法油漆施工特点,深入研究了开顶法施工方式下drf涂层出现的诸如发霉鼓泡、变色、缩孔、破损及污染等质量缺陷并进行了原因分析,同时,针对这些质量缺陷提出了相应的改进措施,如对涂层方案的优化、对施工过程进行控制及加强成品保护措施,取得了良好的实践反馈。

本文简要介绍了ap1000核电厂核岛辅助厂房混凝土房间开顶法油漆施工特点,深入研究了开顶法施工方式下drf涂层出现的诸如发霉鼓泡、变色、缩孔、破损及污染等质量缺陷并进行了原因分析,同时,针对这些质量缺陷提出了相应的改进措施,如对涂层方案的优化、对施工过程进行控制及加强成品保护措施,取得了良好的实践反馈。

先进型压水堆核电机组ap1000综述 来源：作者：龚渊阅读：8511评论：6 [日期：2007-3-16] 一、ap1000的总体概况和技术特点 1.总体概况 ap1000是西屋公司开发的一种双环路1000mw的压水堆核电机组，其主要 特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的 发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造 和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（urd）的要求。 西屋公司在开发ap1000之前，已完成了ap600的开发工作，并于 1998年9月获得美国核管会（nrc）的最终设计批准（fda），1999年 12月则获得nrc的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。西屋 公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其 设计的成熟性

文章运用项目管理方法,将现代项目管理的知识创造性地应用到ap1000核电项目堆内构件采购管理中。对ap1000核电堆内构件采购项目从组织管理、范围管理、干系人管理、费用管理、进度管理、质量管理及风险管理进行深入研究,针对项目实施过程中遇到的问题,提出相应的解决方案。项目管理的成熟知识体系经验和先进做法,应用进堆内构件采购项目,为促进优化后续ap1000核电堆内构件的采购项目管理提供借鉴,控制实施风险,从而保证整个堆内构件采购项目协调有序地进行,使项目管理发挥更大作用。

根据国内外主要常规岛设计规范要求,结合ap1000反应堆主给水系统运行特点,提出3×33.3%、4×33.3%、3×50%及2×50%四种配置方案。利用动态经济比较法进行技术经济分析,得到以下结论：从经济角度分析,3×50%方案较优,尚需反应堆设计方进行相关系统瞬态验算和修改相关控制逻辑;从技术成熟角度分析,3×33.3%方案较为成熟,但在给水泵发生跳闸时存在一定的经济损失。

介绍了第三代ap1000核电技术进入中国的过程,上海电气在该技术国产化依托项目中设备国产化和技术转让状况以及相关战略举措。