随机主余震作用下AP1000核电厂可靠度研究

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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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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量：17

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作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多

关键词 ap1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除

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环境侧风及大气逆温作用下的AP1000核电机组间接空冷系统热力特性的数值研究 被引量：10

3

作者 王海涛 梅雪松 +3 位作者 王海军 顾红芳 陈祖茂 宋江文 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2019年第4期1097-1105,共9页

开展间接空冷技术在内陆缺水地区核电机组上的应用研究具有前瞻性和必要性。以内陆缺水场址建设AP1000核电机组为例,对环境侧风及大气逆温作用下常规岛间冷塔的热力特性进行深入研究,通过数值模拟,获得不同环境风速和逆温温差下,间冷塔... 开展间接空冷技术在内陆缺水地区核电机组上的应用研究具有前瞻性和必要性。以内陆缺水场址建设AP1000核电机组为例,对环境侧风及大气逆温作用下常规岛间冷塔的热力特性进行深入研究,通过数值模拟,获得不同环境风速和逆温温差下,间冷塔散热量、通风量以及机组背压的变化规律。结果表明,在环境风速4～8m/s区间内,间冷塔的散热量和通风量均随风速增加而降低,机组背压随风速增加而升高。在近地面50～500m的逆温层内,间冷塔的散热量随逆温温差增加而下降,机组背压随逆温温差增加而升高,变化趋势近似成线性关系。大气逆温层温差变化1℃时对间冷塔热力性能的影响小于侧风风速变化1m/s的影响,当逆温温差4℃时,对间冷塔冷却效果的影响相当于侧风风速等于6m/s的影响。研究结果可以为AP1000核电机组间接空冷系统的设计提供参考依据。 展开更多

关键词 ap1000核电机组 间接空冷塔 环境侧风 大气逆温 热力特性 数值模拟

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AP1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用 被引量：9

4

作者 侯春林 李小军 +1 位作者 潘蓉 朱秀云 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1196-1201,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 ap1000 核电厂 设计地震反应谱 厂址特定设计反应谱

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BP神经网络在AP1000核电站事故诊断应用中的初步研究 被引量：6

5

作者 赵云飞 张立国 +2 位作者 童节娟 张勤 曲静原 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期480-484,共5页

核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要。本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类... 核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要。本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类型时的准确性。结果表明,BP神经网络能正确诊断所分析的事故序列。 展开更多

关键词 核应急 BP神经网络 事故诊断 ap1000核电站

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AP1000型核电厂主控室内漏示踪气体试验方法简析 被引量：5

6

作者 韩丽红 张渊 +5 位作者 丘丹圭 刘群 李永国 高琳锋 史英霞 侯建荣 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期122-126,共5页

本文针对AP1000型核电厂主控室内漏示踪气体试验,在调查了美国相关标准及从事内漏示踪气体试验的公司的技术水平基础上,对浓度衰减法和恒量注入法在AP1000型核电厂应用时各自的优缺点进行了分析,并提出了相应的改进建议。

关键词 ap1000 核电厂 主控室 内漏 示踪气体 浓度衰减法 恒量注入法

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AP1000设计基准事故试验热冲击过程数值模拟 被引量：6

7

作者 郑开云 葛磊 +1 位作者 陈功名 王兴平 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期25-31,共7页

针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变... 针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变化过程及其空间分布状态.结果表明:超音速蒸汽射流进入试验仓,经挡板减速并改变方向,与仓内空气混合,同时压缩空气,使仓内介质温度和压力快速上升并达到要求值;试验仓内瞬态压力分布均匀,但温度分布取决于蒸汽的流动,随着蒸汽不断充满试验仓,1s后仓内温度分布趋于均匀;储汽罐释放高温高压过热蒸汽充入试验仓的工艺可以满足DBA试验第1s热冲击试验要求. 展开更多

关键词 ap1000核电厂 设计基准事故试验 热冲击 数值模拟

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AP1000核电厂自动卸压系统功能分析 被引量：6

8

作者 黄雄 吕雪峰 +1 位作者 李依霖 陈彦霖 《热力发电》 CAS 北大核心 2016年第5期84-87,99,共5页

以AP1000核电厂一回路冷管道发生大破口事故工况为例,研究自动卸压系统(ADS-1—ADS-4)对主回路压力、安全壳内压力、非能动堆芯冷却系统(PXS)和堆芯水位的影响。结果表明:在事故初期,大量冷却剂从破口释放出来,一回路的卸压过程受ADS-1... 以AP1000核电厂一回路冷管道发生大破口事故工况为例,研究自动卸压系统(ADS-1—ADS-4)对主回路压力、安全壳内压力、非能动堆芯冷却系统(PXS)和堆芯水位的影响。结果表明:在事故初期,大量冷却剂从破口释放出来,一回路的卸压过程受ADS-1—ADS-3的影响较小,而在后期,ADS-4对主回路系统压力的降低起到一定的作用;ADS-1—ADS-3对堆芯补水箱(CMT)和安全注入箱(ACC)的安全注入影响较小,ADS-4在内置换料水箱(IRWST)重力注入以及防止堆芯裸露方面作用明显。 展开更多

关键词 ap1000 核电厂 自动卸压系统 一回路 管道 破口 堆芯

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AP1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析 被引量：3

9

作者 刘军良 隋丹婷 +2 位作者 邵杰 陆道纲 洪阳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期297-303,共7页

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处... AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 二回路主管道 双端断裂 喷射力计算

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AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定 被引量：2

10

作者 毛欢 钱鸿涛 +1 位作者 阙骥 付陟玮 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第S1期75-78,共4页

针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定... 针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定.环境鉴定方面主要分析了所参考的标准、鉴定要求和所采取的试验项目.抗震鉴定方面分析了所参考的标准,不同设备、不同标高需满足的抗震响应谱要求.电磁兼容性鉴定方面分析了所参考的标准、发射试验和抗扰度试验的具体要求.研究表明,AP1000核电厂的1E级仪表鉴定对试验要求、试验方法等都提出了更高的要求. 展开更多

关键词 ap1000 核电厂 1E级仪表 设备鉴定

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AP1000核电站安全壳筒体测量研究 被引量：2

11

作者 周盛 洪金华 《中国机械工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第23期2797-2801,共5页

以AP1000核安全壳筒体的测量为目标,依据安全壳筒体制作的实际情况与筒体组装的精度要求,通过建立安全壳筒体对接模型和对筒体半径与垂直度进行测量研究,提出了实现安全壳筒体组装测量的一整套方法,该方法可为其他核电站的相关测量工作... 以AP1000核安全壳筒体的测量为目标,依据安全壳筒体制作的实际情况与筒体组装的精度要求,通过建立安全壳筒体对接模型和对筒体半径与垂直度进行测量研究,提出了实现安全壳筒体组装测量的一整套方法,该方法可为其他核电站的相关测量工作提供借鉴。 展开更多

关键词 ap1000核电站 工程测量 安全壳筒体 全站仪

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简化的AP1000稳压器水位控制模型 被引量：3

12

作者 许志斌 吴婕 +1 位作者 马晓茜 黄凯 《热力发电》 CAS 北大核心 2015年第3期90-94,共5页

为了简化AP1000稳压器的控制系统,基于两区平衡态模型,通过简化计算及现场仿真机运行数据,建立了核电机组稳压器水位动态特性数学模型,对模型进行了上充阀水流量扰动仿真试验,并与某核电机组仿真机的仿真结果进行了比较,验证了模型的准... 为了简化AP1000稳压器的控制系统,基于两区平衡态模型,通过简化计算及现场仿真机运行数据,建立了核电机组稳压器水位动态特性数学模型,对模型进行了上充阀水流量扰动仿真试验,并与某核电机组仿真机的仿真结果进行了比较,验证了模型的准确性。 展开更多

关键词 核电站 ap1000 稳压器 水位 控制 建模 两区平衡态模型

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AP1000核电站仿真分析平台的研发 被引量：6

13

作者 龚湛 林萌 +1 位作者 刘鹏飞 杨燕华 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第3期32-36,共5页

介绍了AP1000核电站仿真分析平台的结构及设计方案。基于RELAP5程序开发了热工水力模型,采用Matlab/Simulink仿真建模软件和工业组态软件构建了控制系统模型和人机界面,构成了AP1000核电站仿真分析平台。机组线性降负荷和阶跃降负荷仿... 介绍了AP1000核电站仿真分析平台的结构及设计方案。基于RELAP5程序开发了热工水力模型,采用Matlab/Simulink仿真建模软件和工业组态软件构建了控制系统模型和人机界面,构成了AP1000核电站仿真分析平台。机组线性降负荷和阶跃降负荷仿真测试结果表明,该平台能够较好地模拟系统变功率瞬态工况,可进行相关技术培训和核电站仪表控制系统的验证、参数优化等。 展开更多

关键词 ap1000核电站 仿真分析平台 分布式并行框架 RELAP5程序 MATLAB/SIMULINK软件 变功率瞬态

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基于键合图理论的AP1000核电站汽轮机系统建模及仿真研究 被引量：3

14

作者 张小勇 刘玮 +1 位作者 万伟 董慕杰 《热力发电》 CAS 北大核心 2011年第5期45-49,共5页

AP1000核电站汽轮机系统是一个复杂且具有多种能量耦合的系统。利用功率键合图理论,针对建模对象的热力学性质和流体能量性质,建立了AP1000核电站汽轮机系统的伪键合图模型,通过仿真验证了该模型的正确性和有效性,为AP1000核电站汽轮机... AP1000核电站汽轮机系统是一个复杂且具有多种能量耦合的系统。利用功率键合图理论,针对建模对象的热力学性质和流体能量性质,建立了AP1000核电站汽轮机系统的伪键合图模型,通过仿真验证了该模型的正确性和有效性,为AP1000核电站汽轮机系统控制策略的研究提供了精确的模型对象。 展开更多

关键词 ap1000核电站 汽轮机 功率键合图 建模

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AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析 被引量：2

15

作者 贾祥 安婕铷 靖剑平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页

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... 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。 展开更多

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核电站1250MW机组循环水系统优化运行研究 被引量：5

16

作者 邵树峰 《热力发电》 CAS 北大核心 2010年第11期65-68,共4页

凝汽器真空是影响机组出力的主要因素之一,它主要取决于凝汽器与循环水的参数。在不同循环水进口温度条件下,合理改变循环水流量是维持凝汽器真空的有效办法。对于循环水流量不连续变化的循环水系统,确定其在机组不同负荷和循环水进口... 凝汽器真空是影响机组出力的主要因素之一,它主要取决于凝汽器与循环水的参数。在不同循环水进口温度条件下,合理改变循环水流量是维持凝汽器真空的有效办法。对于循环水流量不连续变化的循环水系统,确定其在机组不同负荷和循环水进口温度下最经济的循环水泵编组运行方式,对电厂的经济运行具有重要意义。针对国内AP1000核电机组,结合该机组热力系统的特殊性,以变工况计算为基础,依据循环水系统优化数学模型,确定了在机组不同负荷和循环水进口温度下循环水系统的最佳运行方式,为机组优化运行提供了依据。 展开更多

关键词 ap1000核电站 1250MW 循环水系统 热力系统 运行优化

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AP1000核电厂放射性废液复用与排放研究 被引量：5

17

作者 刘巧芬 肖三平 +2 位作者 刘红坤 刘昱 姚兵 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期872-878,共7页

AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水... AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水、洗手废液、化学废液四类放射性废液的特性,包括废液产生量、放射性活度浓度、氚浓度等与废液复用潜在用户化学和容积控制系统、乏燃料池冷却系统用水关键指标的匹配程度。结果表明,反应堆冷却剂流出液、洗手废液和化学废液不具备复用可行性,建议处理后排放;地面疏水和设备疏水具备复用至乏燃料池冷却系统的可行性,建议经过处理后,复用做乏燃料池蒸发补给水。采用该复用方案后,单机组放射性废液排放量减少了1 660 m3/a,占放射性废液产生总量的55%,对实现内陆核电厂放射性废液"近零排放"具有重要意义。 展开更多

关键词 ap1000核电厂 放射性废液 复用

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AP1000核电机组抽汽供热经济性分析 被引量：5

18

作者 武心壮 夏栓 《汽轮机技术》 北大核心 2020年第6期475-477,共3页

以AP1000核电机组为例,结合一回路热功率的限制特性和二回路热力系统计算方法,针对不同的抽汽供热负荷,分析了从主蒸汽和五抽抽汽供热对机组发电功率的影响。当抽汽供热负荷较小时,采用主蒸汽抽汽供热的方案对机组电功率和一回路的影响... 以AP1000核电机组为例,结合一回路热功率的限制特性和二回路热力系统计算方法,针对不同的抽汽供热负荷,分析了从主蒸汽和五抽抽汽供热对机组发电功率的影响。当抽汽供热负荷较小时,采用主蒸汽抽汽供热的方案对机组电功率和一回路的影响较小。当抽汽供热负荷增大时,从五抽抽汽供热具有显著的经济性。此外,由于一回路的功率限制特性和堆跟机的控制模式,在抽供热机组的一回路堆功率控制中应考虑供热负荷的修正,保证堆功率不超限,同时尽量提升发电功率,提高机组经济性。 展开更多

关键词 ap1000 核电机组 抽汽供热 经济性

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M310和AP1000核电站用涂料性能指标对比 被引量：4

19

作者 袁旭光 王留方 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2013年第10期64-68,共5页

AP1000核电站是第三代核电技术,M310核电站是二代加核电技术,其各个部位都需要涂层进行防护。由于堆型的不同,对涂层的要求也不尽相同。本研究将M310和AP1000这2种堆型核电站用涂料的性能指标进行对比,由于AP1000核电站为美国西屋公司... AP1000核电站是第三代核电技术,M310核电站是二代加核电技术,其各个部位都需要涂层进行防护。由于堆型的不同,对涂层的要求也不尽相同。本研究将M310和AP1000这2种堆型核电站用涂料的性能指标进行对比,由于AP1000核电站为美国西屋公司的技术,技术条件在不断变化和升版,其AP1000核电站用涂料的技术条件也在不断变化,最终以升版后的技术条件为准。 展开更多

关键词 核电站 ap1000 M310 核性能试验

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AP1000核电站额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态分析 被引量：2

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作者 程学庆 闫培福 +1 位作者 付银君 顾先青 《中国电力》 CSCD 北大核心 2015年第8期121-125,共5页

AP1000核电站额定功率运行时采用3台33.3%容量电动泵提供给水,无备用泵。通过对100%和70%额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70%额定功率运行;并通过对CENTS程序建立的单台给水泵... AP1000核电站额定功率运行时采用3台33.3%容量电动泵提供给水,无备用泵。通过对100%和70%额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70%额定功率运行;并通过对CENTS程序建立的单台给水泵跳闸瞬态的仿真结果数据进行分析,验证了此瞬态下无需快速降功率动作,反应堆功率自动控制系统与蒸汽旁排系统能够将一回路平均温度维持在允许范围内,期间不会发生蒸汽发生器窄量程液位低跳堆事故,上述分析结果对AP1000核电站调试和运行具有重要参考意义。 展开更多

关键词 ap1000核电站 给水泵跳闸 蒸汽发生器(SG)水位 瞬态分析

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