1000MW级压水堆安全壳压力温度计算分析
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
安全壳 设计 反应堆 冷却剂系 统管道破裂
主泵吸 入 口双端 断裂
安全壳隔 间设计 压力容器入 口管嘴双端 断裂
压力容器 出口管嘴双 端断裂
二次侧 管道破裂
冷段双端 断裂 稳压 器波动管双 端断裂
安全壳 喷淋系统误动 作
在 压 水 堆 核 电厂 安全 壳功 能 设计 的审评 过
１ 压水堆 安全壳功 能设计的基本 内容
根据美 国核管理委员会管理导则 Ｒ Ｇ１ ． ７ ０ 《 核 电厂安全分析报告的标准格式和内容》 ， 核电厂安 全分析报告中安全壳功能设计的主要内容有： 安
二 回路管道 破裂所造成 的安全 壳高温 、高压 外 ，
检查，仪器仪表要求等。在安全壳功能设计中主 要分析的假想事故谱见表 １ 。
表 １ 安全壳功能设计 中主要分析的假想事故谱
Ｔａ ｂ ｌ ｅ ｌ Ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ｕ ｍ ｏ ｆ ｐ ｏ ｓ ｔ ｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｓ ｄ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ ｍａ ｉ ｎ
２ 压 水堆 安全壳 功 能设计分析 的有 关问 题讨论
２ ． １ 假想失水事故中的质量和能量释放分析
对 于假 想失水 （ Ｌ ＯＣ Ａ）事故分析 ，应 明确
事故中的质量和能量释放分析，用于堆芯应急冷 却系统性能研究的安全壳最低压力分析、试验和
所应用的计算机程序及所采用的分析模型；应对 反应堆冷却剂系统管线的各个破 口部位和各个部
（ 环境保 护部核与 辐射 安全 中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ）
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术9页word
CPR1000压水堆1000MW级核电机组主变压器安装技术Yuan Zhixue(Shandong Electric Power Construction No.3 Engineering Corporation，Qingdao 266100，China)ABSTRACT：KEYWORDS：nuclear power station main transformer plant parameterinstallationtechnology引言福建宁德核电厂CPR1000压水堆核电机组常规岛包括3台单相主变压器、2台降压变压器、一台备用主变压器和一台备用降压变压器以及动力箱、控制箱；控制箱安装7面、电缆敷设约2400米、电缆端接约350头；变压器在线监测装置安装5台、盘柜安装1面、后台设备安装一套、变压器油温表及油位表安装28块。
主变压器安装在常规岛汽轮机房外部的南端，变压器容量为3×400MVA，单相的总重量约为288.2t，尺寸约为8500 mm×4500 mm×8500mm。
变压器(DFP-400000/500TH)主要参数：型式：户外、单相双绕组、铜导线油浸强迫油循环风冷变压器容量：3×400MVA相数：单相额定频率：50Hz额定电压：535/ 3 /24 kV高压侧最高运行电压：550kV额定容量：环境温度为40℃，额定连续容量400 MVA（线圈65K 温升）接线组别：三相联结组别YNd11，高压绕组按Y联接，中性点通过套管引出后直接接地，低压绕组通过封母按△联接）冷却方式：ODAF冷却器数量 4 组（含1 组备用）施工工序流程图一施工过程及措施（一）存放1.到货后应立即检查是否受潮:- 主体内部的氮气压力常温下不小于20kPa；- 主体内取箱底残油进行油样化验，符合耐压≥45kV/2.5mm含水量≤20μL/L。
2.充氮存放应符合下列规定：- 试验证明符合a）中的要求时，允许充氮存放；- 按相应的技术条件充入高纯度氮气(纯度≥99.99%，露点≤-40C，其压力为30kPa；- 每天至少巡查两次，记录压力及补入氮气；3.对于充油运输的拆卸件如套管式电流互感器等要带油存放。
1000MW压水堆核电机组二回路热力系统的经济性分析_潘诚(1)
1000MW 压水堆 核电机组二回路热力系统的经济性分析 潘 诚1,李鹏飞21.河南省电力勘测设计院,河南郑州 4500072.中广核工程有限公司,广东深圳 518031[摘 要] 发展核电是降低CO 2排放的重要途径之一,到2020年我国核电运行装机容量将达到40000MW 。
对某1000M W 压水堆核电机组二回路热力系统建立了数学模型,并进行了热经济性分析。
结果表明,该机组的热效率为35.53%,汽耗率为5.068kg /(kW ·h )。
[关 键 词] 核电站;1000M W 机组;压水堆;二回路;热力系统;热经济性[中图分类号] TL48;TM 621.4[文献标识码] A[文章编号] 1002-3364(2011)08-0022-03[DOI 编号] 10.3969/j .issn .1002-3364.2011.08.022ANALYS IS OF EC ONOMIC EFFICIENCY FOR TW O -LO OP THERM ODYNAMICSYSTEM IN 1000MW PWR NUCLEAR POWRE PLANTPAN Cheng 1,LI Pengfei 21.H enan Provincial Electric Pow er Su rvey and Design Institute ,Zhengzhou 450007,Henan Province ,PRC2.Zh ongguang Nuclear Pow er E ngineering Co Ltd ,S henz hen 518031,Guangdong Province ,PRCAbstract :The developm ent o f nuclear pow er is an impor tant w ay to reduce CO 2emissio n .By 2022,the installed capacity of nuclear po wer units in china w ill reach 40million kilo wa tts .A mathematical model of tw o -loo p thermody namic sy stem fo r a 1000MW pressurized w ater reacto r (PWR )nuclear pow er u -nit has been established ,and the w o rk o f the rmal economic efficiency being carried out .Results show that the thermal efficiency of said unit is 35.53%,and the steam co nsum ption rate being 5.068kg /(kW ·h ).Key words :PW R ;nuclear pow er ;1000MW unit ;tw o -loop ;the rm ody namic system ;thermal economic efficiency作者简介: 潘诚(1971-),男,上海人,高级工程师,主要从事电力工程设计和管理。
1000MW级压水堆国产化安注箱制造、监造
1000MW级压水堆国产化安注箱制造、监造摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆安注箱的设计参数、主要制造过程，其分别从安注箱的功能和结构、主要制造工艺及关注重点、典型不符合项三个方面进行阐述，为我国自主设计、自主制造的CPR1000型核电项目的制造、监造工作提供一个参考和借鉴，提高1000MW级核电国产化能力。
关键词：安注箱；核电；装配；水压1．概述1．1 安注箱简介为减轻可能事故所造成的后果，核电厂设有反应堆专用安全设施，安全注入系统（RIS）即为专设安全设施中的三个主要系统之一，分为高、中、低三个安注分系统。
安注箱是中压安注系统里的主要设备之一，在核岛中每个机组有三台安注箱（Accumulation Tank 直译蓄势器），安注箱内存含硼水，上部空腔充填绝对压力约为4.2MPa的氮气，当反应堆冷却剂系统压力降到安注箱压力以下时，由氮气压力将含硼水注入反应堆冷却剂系统冷段，能在短时间内淹没堆芯，避免燃料棒熔化，从而保证反应堆系统的安全性和完整性。
其制造要求非常严格，过程控制极其苛刻，验收检查程序相当严密。
[1]安注箱为圆柱形的直立容器，筒体两端用两个半球形封头封闭，容器上设有一个人孔和几个管嘴，靠焊接在下封头上的裙座支撑，现场安装时用18个地脚螺栓将其固定到支撑地板上。
其主要尺寸：上封头SR1792.5×δ40（δ37min）、下封头SR1792.5×δ47（δ44min）、筒体φ3578±10×76、裙座φ3606×20；最大外形尺寸~4237×3894×6648。
其主要结构材料下：壳体、封头材质：Z2CN19.10AC人孔螺栓材质：X6CrNiCu17.04地脚螺栓材质：42CrMo41.2 安注箱设计、制造规范及标准[2]《民用核承压设施安全法规》HAF003法国《压水堆核岛机械设备设计和建造（RCC-M）》《安注入箱（3/4RIS001/002/003BA）技术规格书》安注箱主要制造、检验标准见下：《制造质量计划》《射线检查通用规程》《射线检查专用规程》《渗透检查通用规程》《渗透检查专用规程》《核电车间用品技术条件》《核电产品目视检查规程》《核电产品尺寸检查规程》2．主要制造工艺及关注重点2.1上、下封头及筒体制造安注箱封头是由6块瓜瓣与1个顶圆拼焊而成，因此，对于每块瓜瓣的形状尺寸要求非常严格，为确保每块瓜瓣成形合格，必须从压制工艺上采取措施予以保障。
高温高压作用下基于数值仿真的安全壳力学响应分析及承载力研究
第 39 卷第 4 期2023 年8 月结构工程师Structural Engineers Vol. 39 ， No. 4Aug. 2023高温高压作用下基于数值仿真的安全壳力学响应分析及承载力研究鲁正1，2，*范俏巧1谢孟宏1蒋迪3宋孟燕3柳祥千1周映旻1（1.同济大学结构防灾减灾工程系，上海 200092； 2.同济大学土木工程防灾减灾全国重点实验室，上海 200092；3.中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要安全壳结构是核反应堆的最后一道屏障，具有重要作用。
为进一步深入研究安全壳的包容能力，以某一新型压力水堆核反应堆安全壳为研究对象，采用ABAQUS有限元软件，并结合Rhino、Grasshopper等第三方软件进行数值仿真分析，以研究其在严重事故（高温高压双重作用）条件下安全壳各组分的力学变化全过程。
结果表明：高温高压荷载作用下混凝土开裂更易发生；安全壳结构首先发生混凝土层开裂，最终由于钢衬里大面积屈服、撕裂而导致其失去包容能力，从而功能性失效。
关键词安全壳，混凝土，预应力，数值仿真Numerical Analysis of Mechanical Response and Load-bearingCapacity of Containment under High Temperature and PressureLU Zheng1，2，*FAN Qiaoqiao1XIE Menghong1JIANG Di3SONG Mengyan3LIU Xiangqian1ZHOU Yinmin1（1.Department of Disaster Mitigation for Structures，Tongji University， Shanghai 200092， China；2.State Key Laboratory of Disaster Reduction in Civil Engineering，Tongji University， Shanghai 200092， China；3.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.， Beijing 100840， China）Abstract The containment is the final barrier of the nuclear reactor and it plays an important role in the engineering project. In order to further investigate the mechanical properties of the containment and study the whole developing process of each component under the action of severe accidents （double loads including high temperature and high pressure），this paper takes a new type of pressure water reactor nuclear reactor containment as the research object，uses ABAQUS finite element software，and combines with Rhino & Grasshopper to conduct numerical approach analysis. Concrete cracking is more likely to occur under high temperature and high pressure loads， which needs special attention. According to the failure criteria， firstly the concrete layer cracks and the whole structure loses its capacity and comes to the failure stage due to extensive yielding and tearing of the steel liner.Keywords containment， concrete， prestress， numerical analysis收稿日期：2022-04-05基金项目：国家重点研发计划（2020YFB1901402）*联系作者：鲁正，男，工学博士，教授，主要从事结构抗震和力学分析研究。
CPR1000压水堆主回路系统介绍
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 单击此处编辑母版标题样式
1.2沸水堆 沸水堆也是一种轻水堆，它与压水堆的本质区别是降低了 一回路的冷却水的工作压力，允许一回路冷却水在堆芯内发生 沸腾。并将产生的蒸汽直接送到汽轮机发电。沸水堆冷却剂工 作压力约为6.86MPa。另外，在沸水堆中采用再循环流程，通 过再循环泵调节堆芯内冷却剂流量，采用这种系统，在控制棒 位置不变动的条件下，功率可增加25%。
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1.3重水堆 重水堆是用重水（D2O）来作为慢化剂。重水 具有中子吸收截面小而慢化性能好的特点，中子的 利用率高。因此可也直接采用天然铀作为反应堆的 燃料，而不受浓缩能力的限制，这是重水堆突出的 优点。但是由于重水的价格较贵，为减少重水泄漏 损失，相应的使反应堆及重水设备回路的设备制造 复杂。
中国核工业第二三建设公司红沿河项目部 二、 AP1000与EPR简介 单击此处编辑母版标题样式
2.1 AP1000 西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发 了AP1000。简化的非能动设计提高了安全性和经济性。 AP1000主要安全系统，如余热排出系统、安注系统、安全 壳冷却系统等，均采用非能动设计，系统简单，不依赖交流电 源，无需能动设备即可长期保持核电站安全，非能动式冷却显 著提高安全壳的可靠性。安全裕度大。针对严重事故的设计可 将损坏的堆芯保持在压力容器内，避免放射性释放。
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（4）对环境的污染小。由于采用性能稳定的氦气作为冷却 剂，反应堆一回路放射性剂量较低，而且由于它的热效率高排 除的废热也比轻水堆少35-40%。因此,它是核电站中较清洁的堆 型，可以建在人口较密的城市。 （5）有综合利用的广阔前景。如果氦气温度达到900C0，与 氦气轮机直接连接，热效率可达50%。 高温气冷堆出口温度较 高，可以用与分解水，产生氢气和氧气，能量转换。 我国清华大学正在研究，准备和华能一起建造高温气冷堆 核电站。
AP1000设计理念核电
整理课件
1.5 主要特点(安全性提高)
反应堆堆芯损坏频率显著降低
整理课件
1.5 主要特点(成熟性设计)
反应堆和反应堆冷却剂系统 设计采过大量试验、 计算和验证
NRC 于2005年12月30日向西屋 公司颁发了AP－1000 标准设 计的“标准设计证书”
2.电厂布置
屏蔽厂房
屏蔽厂房是环绕安全壳容器的结构和环形区域。 在正常运行/事故状态期间, 屏蔽厂房与安全壳厂房 的内部结构为安全壳内的反应堆冷却剂系统和所有其它放 射性系统和部件提供所要求的屏蔽保护。 屏蔽厂房也为安全壳提供所要求的外部人为或非人为 的撞击保护。 屏蔽厂房是非能动安全壳冷却系统中整体的一部分。
1992年，AP600和ABWR作为新一代堆型，开始FORAKE（首项 工程）
1998年9月3日，NRC颁布了AP600最终设计批准书
1999 年12 月启动了AP1000 的研究开发工作，历时5年开发了 AP1000
2004年9月23日，西屋公司获得了NRC 关于AP1000 的“最终设计 批准书”
保守原则 需要大量安全级支持系统的配合 系统、设备多布置在安全壳外 热量向最终热阱的传递依靠能动力实现 对严重事故，缺乏针对性的设备及手段
整理课件
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1.4 AP1000设计理念
NSSS: 基本采用二代技术,部分设备升级, 少量系统优化;
安全技术: 不放弃但不依赖已有的安全技 术和设备，尽量采用全新的非能动技术以 提高整个电站的安全性。（例如，柴油发 电系统、厂用水系统、正常余热导出系统、 辅助给水系统，等等）
严重事故规程（从设计上，缺乏系统的 和针对性的应对手段）
1000MW核主泵水力计算与压力脉动分析
科学技术创新2020.231000MW 核主泵水力计算与压力脉动分析霍泽宇（哈尔滨电气动力装备有限公司，黑龙江哈尔滨150000）核主泵又叫做核电站反应堆冷却剂主泵，是核电站系统的重要组成部分之一，主要功能是为核反应堆冷却剂提供循环的动力，核主泵的运行既要满足水力的功能性要求，保证运行的稳定，又要考虑到压力脉动的影响。
核主泵内部结构较为复杂，受到叶顶间隙和轮毂旋转等边界因素的影响。
本文通过试验，对轴流式核主泵进行研究，主泵由泵壳、叶轮罩、导叶以及叶轮等部件组成，结构见图1。
首先采用稳态方法计算栗整机流场，将数值与试验值对比分析，确定CFD 数值计算方式的准确，然后又在计算中设置15个压力脉动监测点，用来研究主泵内部的压力脉动规律等情况。
1泵参数及模型1000MW 核电机组轴流泵叶轮设计参数为:设计流量Q=23790m 2/h 、扬程H=97.2m 、运行转速n=1484r/min 、比转速n,=450。
叶轮有5个叶片、14个导叶片。
轴频率f=24.77Hz 、叶轮通过频率fy=123.83、导叶通过频率fd=346.7。
根据参数建立计算模型，由叶轮罩、叶轮、导叶和泵壳组成。
2稳态核主泵水力计算2.1网格及边界条件主泵水力网格的数量以及分布情况对计算结果都会产生一定的影响，直接关系到计算过程中主泵运行的稳定以及数值计算结果的准确。
模型计算中采用的是六面体网格，在旋转部件、流动比较剧烈的位置以及静态壁面等地方都用加密的网格控制。
网格如图2。
流体模型采用的是RNG k-ε模型，进口区域指定了流量，出口区域设定压力边界，壁面无滑移边界。
2.2结果分析在核主泵中，冷却用水从泵壳的进口到出口这一流动过程中是具有一定的能量变化的，图3显示的是主泵剖面压力分布情况。
从图3可以看出，在泵进口到叶轮前阶段之间冷却水压力损失，在叶轮的入口处压力最小，然后叶轮旋转对冷却水开始作用，冷却水的压力随之加大，而后冷却水经过导叶，导叶将冷却水整流并将水速转化为压力能，此时冷却水的压力处于最强，最后冷却水流出泵口，压力逐渐降低。