摘要：acp1000堆型秉持“能动与非能动相结合、双层安全壳、0.3g抗震要求”等国际先进设计理念,成为我国自主知识产权的第三代先行堆,其压力容器亦进行了系统改进,技术指标更为严格。而下封头由于服役环境恶劣、承担严重事故条件下堆内高温熔融物重量载荷等,对所用材料的性能及制造工艺过程控制提出了极高要求。acp1000压力容器下封头采用RCCM 16MND5低合金钢,主要从冶炼、锻造、热处理、冲压和检验等关键工艺环节对该下封头的制造工艺过程控制进行了研究,提出了关键制造工艺参数以及过程控制要点,为acp1000压水堆压力容器下封头的制造提供了有利参考。

摘要：使用SCIENCE程序包对MOX燃料组件进行了初步设计和研究。在此基础上,对采用部分MOX燃料组件的acp1000堆芯开展燃料管理研究,得到由全堆装载UO2燃料组件向部分MOX燃料组件堆芯过渡的燃料管理方案,并对MOX燃料组件和部分MOX燃料组件堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析和比较。分析结果表明,各种安全参数均满足设计要求,证明在acp1000堆芯应用MOX燃料是可行的,并为进一步研究提供了参考。

摘要：为验证国产第三代压水堆acp1000控制棒驱动线(CRDL)在三代核电要求地震条件下的结构完整性和功能完好性,在多点激励试验装置上,采用一组控制棒驱动线1:1样机作为试验对象,进行CRDL的抗震试验研究。试验中采用多频波法进行CRDL水平和竖直2个方向的地震激励,得到地震对CRDL落棒时间的影响;测量了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)下CRDL的加速度响应值和应变值,验证了CRDL在OBE下的运行功能和SSE下的安全功能。试验结果表明:acp1000的CRDL在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。

摘要：目的探索超疏水表面对acp1000冷却水管道内流体流动的减阻性能和潜在工程应用,对冷却水管道内的湍流流动进行数值模拟计算,研究具有超疏水表面内壁的冷却水圆管管道内湍流的流动特性。方法对超疏水表面采用交替的气–液、液–固表面进行模拟,湍流流动采用二维轴对称方法进行数值模拟计算。结果随着超疏水表面气液比的增大,冷却水圆管内湍流流动的摩擦阻力系数随之减小;随着超疏水表面气液比的增大,冷却水圆管内湍流流动的能量损失随之降低。结论超疏水表面的应用能够优化acp1000冷却系统冷却水管道的流动性能。此结果对于未来进一步优化核电站冷却水系统设计提供了理论基础。

摘要：acp1000核岛消防系统是该堆型为扑灭核岛可能发生的火灾而设立的,是应对核岛火灾危害的重要系统。acp1000堆型核岛采用了全面安全防火分区设计以及数字化的控制系统,应用报警抑制设计可提高核岛消防系统运行的可靠性。分析了该堆型核岛消防系统和安全防火分区设计的特点,并基于核电厂运行的特点对核岛消防系统进行了报警分类分析和报警抑制设计,确定了核岛消防系统出现异常报警时的运行方式。

摘要：对acp1000和AP1000两种主流三代核电机组堆型的核岛消防供水系统设计进行了分析说明,同时针对两种不同设计理念堆型的特点,对核岛厂房内的主要火灾危险设备和对其设置的灭火系统进行了解析,可为后续三代核电消防系统设计提供参考。

摘要：acp1000作为拥有完整自主知识产权的核电技术,其严格遵循和贯彻"纵深防御"设计要求,加强严重事故应对措施。核岛疏水排气的设计起到完善整个核岛废水和废气系统的作用,以减少运行人员的辐照和放射性物质向环境释放。本文重点探讨acp1000核岛疏水排气设计原则和疏水排气管线布置原则,以进一步完善系统设计和提高acp1000安全设计水平。

摘要：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。

摘要：根据工艺提供的设计荷载和形状参数,按照GB 50010—2010介绍了acp1000内层安全壳某设备非标预埋件的设计方法,并参照ACI 349—13,对该预埋件进行了受拉及受剪承载力计算,为核电站预埋件设计提供了借鉴。

摘要：本文对acp1000工程中电气厂房和安全厂房防排烟系统(VES)设计进行分析,介绍了VES系统运行原理,对与M310防排烟系统的改进部分进行了分析,描述了系统布置方面的问题。最后对acp1000电气厂房和安全厂房防排烟系统进行了总结,希望对以后核岛防排烟系统设计工作提供帮助。