摘要：MR40转运容器专门用于抓取和转运ap1000机组水回路系统中产生的放射性废过滤器芯。本文结合抓取对象的结构形式和操作工况等要求,给出了1套设备的结构设计方案,采用1套带有提升机构的无动力自重式机械抓具的铅容器来满足废过滤器芯的抓取和辐射防护等要求,并进行了相关的辐射防护和力学计算。最终,设备制造完成后顺利完成了各项试验,证明该结构设计满足使用要求。

摘要：本文通过ap1000机组与CPR1000机组在化学容积控制系统设计特性方面的比较,对ap1000化学容积控制系统的设计特性进行探讨。通过净化回路压力状态差别,上充泵功能差别,系统管路、设备布置差别等方面的阐述,分析ap1000机组化学容积控制系统相对于CPR1000化学容积控制系统存在的不足和优势。

摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却。反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。本文对ap1000机组正常余热排出系统(RNS)和M310机组余热排出系统(RRA)进行介绍。并对两种余热排出系统的功能、流程、余热排出泵、余热排出热交换器以及安全阀进行了比较分析。总结了两种机型余热排出系统之间的共性与差异。通过对RRA及其改进项的参考对RNS提出改进意见,提高了ap1000机组的安全性及RNS的可靠性,为后续RNS的设计和建造提供了技术上的支持。

摘要：随着我国核电机组数量的逐渐增多,核电机组的运行特性将成为一个重要的研究方向。根据能量守恒定律、阀门压损公式等,建立了压水堆核电机组的主蒸汽压力微分数学模型。该关系式全面反映了影响主汽压力的各种因素,由此关系式可以计算得到各影响因素对主汽压影响的影响系数。以所得的数学模型为基础,对ap1000核电机组进行了计算分析,根据该机组在4个典型工况下各影响因素对主汽压影响的系数值,对比了各影响因素对主蒸汽压力的影响程度及具体的影响规律。所得结论可为ap1000核电机组在不同工况下的运行控制及相关研究提供理论依据。

摘要："福岛核电站事故"后,核电的安全性引起了社会各界的广泛关注,各国均采取了积极的应对措施。首先,对核电的安全可靠性及发展核电的必要性进行了探讨;介绍了福岛事故后美、法、俄、英、韩等核电国家均表示坚持发展核电的立场,并通过审查测试得出了目前的核电站是安全的结论。其次,论述了福岛事故后我国对核电站的安全检查以及核电设计中采取的相关安全措施,表明我国核电站的安全性是有保障的。然后,阐述了引进的三代核电ap1000及EPR技术的特点;自主开发的三代核电技术在技术性能和安全水准上与国际先进水平相当。最后,分析了内陆地区核电建设的必要性和可行性,建议积极推进内陆核电站建设。

摘要：基于ap1000电站在安全壳淹没事故工况下对安全壳再循环管道的检查要求,开发了一套安全壳再循环管道检查装置。描述了安全壳再循环管道检查装置的设计思路及软硬件结构,在满足检查要求的同时丰富了已有的检查思路。经基础功能验证,证明了检查装置有较好的性能和多样化的扩展性。

摘要：三门核电一期为ap1000核电机组工程,其盾构法取水隧道的设计在我国核电领域尚属首次,且隧道内径达6200mm、垂直顶升立管截面尺寸达2.44m×2.44m、取水构筑物直径达4.5m,均为电力行业取水工程中最大。三门核电一期盾构法大直径取水隧道及垂直顶升法取水的成功运用,为今后电厂取排水工程的设计提供了借鉴。

摘要：三门核电有限公司ap1000机组汽轮机缸体尺寸大、转子质量大。在汽轮机大修期间，运转层部分区域要能够承受较大的局部载荷。根据^#1机组汽轮机全面解体检修状态，结合运转层的楼板设计数据及设备特点，采用相应的载荷均布措施以满足设备堆放的需求。该布置方案可确保整个平台的安全，提高检修效率。