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Study on the long-term passive cooling extension of ap1000 reactor

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Nuclear Science and Techniques 2013年第4期24卷 68-74页

作者： YE Cheng ZHENG Mingguang WANG Yong QIU Zhongming School of Nuclear Science and Engineering Shanghai Jiao Tong University Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Zhejiang University

The ap1000 with high safety is a generation III pressurized water reactor(PWR),its significant feature is passive safety ***,its passive cooling can only maintain for 72 h and requires additional support from inside or outside the *** solve this problem,this study utilized the WGOTHIC software to calculate and analyze the water inventory in the passive containment cooling water tank under different *** results show that when the cooling water inventory is 6553.78 m3,the ap1000 nuclear power plants can achieve long-term,completely passive cooling without any inside or outside the *** same outcomes occur when 65-mm-thick containment wall increases the design pressure rating to 0.6 MPa at the cooling water inventory of 5673 ***,the ap1000 shield building was accordingly *** ANSYS analysis of the structural stability of the shield building with a 6000 m3 cooling water inventory confirmed that the new design can meet the requirements of the seismic design and the safe residual heat removal requirements of a large-scale PWR.

关键词： ap1000 压水反应堆散热 ANSYS分析冷却水箱被动安全系统抗震设计结构稳定性

Design and Thermal Analysis of the Large Fire Door for ap1000 Nuclear Reactor

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Journal of Thermal Science 2020年第1期29卷 122-130页

作者： ZHANG Shanwen LI Chong MIAO Hong ZHANG Jianfeng ZHANG Haijun College of Mechanical Engineering Yangzhou UniversityJiangsu 225127China Institute of Automatic Door and Window Jinqiuzhu CompanyJiangsu 214500China

The large fire door is the key component to ensure the effectiveness of fire zone in ap1000 nuclear *** to the fire design requirements and design criteria,the global structure of the large fire door is *** on the designed structure,the thermal mathematical model of the large fire door is *** on the solid heat transfer theory,the multi-layer heat transfer theory and integrated heat transfer theory,the differential equations of heat conduction,initial conditions,and boundary conditions are *** analysis for the fire door leaf and the closure is carried out by using the method of numerical *** show that:considering the thermal load,the whole structure of the large fire door can meet the fire resistance limit of 3 hours and the design is reasonable and *** study provides theory basis for the design of the large fire door.

关键词： large fire door ap1000 nuclear reactor design thermal analysis

Casting process design and practice for coolant pump impeller in ap1000 nuclear power station

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China Foundry 2020年第2期17卷 173-177页

作者： Ping Zhao Zhong-li Liu Gui-quan Wang Peng Liu College of Materials Science and Engineering Qingdao University of Science&TechnologyQingdao 266044China School of Nuclear Equipment and Nuclear Engineering Yantai UniversityYantai 264005China Institute of Metal Research Chinese Academy of ScienceShenyang 110016China

The coolant pump impeller casting is the only rotating component in the nuclear island of an ap1000 nuclear power station, and is required to have a 60-year service time, which requires advanced materials and processing technologies to guarantee. In this paper, the casting process was studied, designed and modified by means of numerical simulation. The gating system was distributed symmetrically and the runner diameter was a little bigger for avoiding sand wash and turbulence;the feeding system focused on the solution of blades feeding, as some parts of which should reach Severity Level 1 radioactive testing standard. Therefore, upper and lower plates cooperating with chillers acted as feeding method besides additional 2-3 times thickness;in addition, lowering sand core strength, decreasing pouring temperature and increasing dimension allowance would be adopted to avoid crack defects. Finally, the pilot impeller was cast. The results show that the casting process design is reasonable, as the liquid rises very smoothly when pouring, and no volume defects are found by means of 100% radioactive testing. Based on this casting process, 16 coolant pump impellers have been successfully produced and delivered to customers.

关键词： ap1000 coolant pump impeller casting process

ap1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用

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原子能科学技术 2013年第7期47卷 1196-1201页

作者：侯春林李小军潘蓉朱秀云中国地震局地球物理研究所北京100081 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

分析ap1000设计地震反应谱(CSDRS)与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱(SRS)和ap1000CSDRS。基于5种设计场地模型将ap1000CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算... 详细信息

分析ap1000设计地震反应谱(CSDRS)与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱(SRS)和ap1000CSDRS。基于5种设计场地模型将ap1000CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的ap1000设计谱。计算结果表明,ap1000CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造ap1000核岛结构,应进行ap1000CSDRS的保守性分析。

关键词： ap1000 核电厂设计地震反应谱厂址特定设计反应谱

ap1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

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原子能科学技术 2016年第8期50卷 1422-1427页

作者：贾祥安婕铷靖剑平中国原子能科学研究院辐射安全研究所北京102413 环境保护部核电安全监管司北京100035 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

ap1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELap5/MOD3.3,对ap1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下ap1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二... 详细信息

ap1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELap5/MOD3.3,对ap1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下ap1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。

关键词： RELap5/MOD3.3程序 ap1000 主给水管道断裂事故非能动核电厂

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ap1000硼酸配比子系统运行优化研究

核动力工程 2024年第S01期45卷 32-38页

作者：韩杰董竖彪张洪胜张弦王颖三门核电有限公司浙江台州317700 中核武汉核电运行技术股份有限公司武汉430000

相较于传统二代核电机组,ap1000机组硼酸配比子系统设计理念先进、系统结构简单,但在实际机组运行过程中,硼偏差报警频繁出现,影响机组安全运行,有必要进一步优化系统运行性能。本研究通过搭建机组运行数据库,挖掘影响回路性能的关键因... 详细信息

相较于传统二代核电机组,ap1000机组硼酸配比子系统设计理念先进、系统结构简单,但在实际机组运行过程中,硼偏差报警频繁出现,影响机组安全运行,有必要进一步优化系统运行性能。本研究通过搭建机组运行数据库,挖掘影响回路性能的关键因素。随后,采用Flowmaster软件和RinSim仿真平台建立仿真模型,并通过仿真试验分析各因素的影响机制。结果表明,三通调节阀入口处的除盐水和硼酸压力的相对大小是决定硼酸配比效果的关键因素。此外,减压阀的性能、硼酸箱液位和测量仪表偏差也是重要的影响因素,调节阀和补水泵的影响相对较小。基于分析结果,本研究进一步探讨了系统的运行优化策略,并从短期和长期2个角度提供了优化方案。本研究分析结果和优化方案可为优化机组运行规程或技改提供参考。

关键词： ap1000 硼酸配比回路仿真分析运行优化

ap1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

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原子能科学技术 2010年第B09期44卷 242-247页

作者：陈耀东中国核电工程有限公司北京100840

应用新版MELCOR程序,建立了ap1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自... 详细信息

应用新版MELCOR程序,建立了ap1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明:自动卸压系统(ADS1～4)的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。

关键词： ap1000 非能动堆芯冷却非能动安全壳冷却严重事故缓解氢气燃爆

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ap1000冷管段小破口失水事故分析

原子能科学技术 2011年第5期45卷 541-547页

作者：杨江田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

基于压水堆最佳估算程序RELap5/MOD3.4,对ap1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:ap1000... 详细信息

基于压水堆最佳估算程序RELap5/MOD3.4,对ap1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:ap1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了ap1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。

关键词： ap1000 RELap5 小破口失水事故

ap1000次级汽水分离器分离性能及结构优化的数值研究

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 185-193页

作者：张璜薄涵亮清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

建立ap1000次级波纹板汽水分离器内两相流动的数学模型,随后数值模拟波纹板内的两相流动,并分析其分离性能。进而对波纹板结构进行优化,得到具有较高分离效率和较低流动阻力的新型波纹板。首先分别建立波纹板内部蒸汽相和液滴相运动的... 详细信息

建立ap1000次级波纹板汽水分离器内两相流动的数学模型,随后数值模拟波纹板内的两相流动,并分析其分离性能。进而对波纹板结构进行优化,得到具有较高分离效率和较低流动阻力的新型波纹板。首先分别建立波纹板内部蒸汽相和液滴相运动的数学模型。然后通过自编程序与Fluent软件耦合对该两相流动模型数值求解。随后得到波纹板进出口总压降,并通过模拟液滴在波纹板内的运动轨迹,得到波纹板的分离效率和内部液滴湿度分布。进而以分离效率和流动压降为目标优化波纹板结构,设计得到具有较高分离效率和较低流动阻力的新型波纹板。本文提出的数值模拟方法对汽水分离器结构的设计和优化具有较强的指导意义。

关键词：液滴 ap1000 汽水分离器波纹板