简介：摘要通过对比、讨论第三代核电AP1000机组的建造经验，结合核岛施工的特点，设想出其它两种核岛施工大件吊装吊机布置及主要设备吊装方案，以供参考。

简介：阐述了Ⅲ型活性炭吸附器的工作原理，提供了用于第三代AP1000先进核电站的Ⅲ型活性炭吸附器的相关性能参数，并且简要介绍了我院开发的Ⅲ型活性炭吸附器的样机以及相关的试验、检测。

简介：本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。

简介：摘要在整个高压加热器设计过程中，做好各个结构的设计，可明显提升并改善机组的热力循环效率，特别设计第三代的核电AP1000机组时，通过改善并提高回收汽轮机的高压缸抽汽、汽水分离的再热器疏水所产生的热量，可加热给水，使整个机组的热力循环效率得以大大提升。鉴于此，本文主要就第三代核电AP1000机组高压加热器设计及其运行特点作如下分析，主要从加热器的具体工作原理、工作作用、加工工艺、构造工艺、运行要求、设计布置等方面展开。

简介：摘要世界首批三代核电AP1000机组已在中国建成并商运，建设过程中有许多设计理念及施工经验值得后续项目借鉴。核岛厂用水系统（ServiceWaterSystem，系统简称SWS，下同）为核岛提供开式冷却水，为核岛设备冷却水系统（ComponentCoolingWaterSystem，CCS）提供冷源，系统内介质为海水。系统设计中厂区部分使用30”及6”高密度聚乙烯（HighDensityPolyethylene，简称HDPE）管道，布置在厂区综合管廊内，为国内首次在核岛的开式冷却水系统中使用此材料。本文总结国内某AP1000机组SWS系统HDPE管道施工过程，分析HDPE施工方法、主要施工难题，提出合理的优化建议。

简介：摘要简述核电站纵深防御原则；介绍了某第三代先进非能动型压水堆的厂房平面布置技术特点；介绍核岛厂房及其它厂房的设计目的以及相关功能。

简介：摘要：海阳核电 #2常规岛汽轮机采用的是哈动 -三菱重工联合设计、供货的额定功率为 1250MW、 1500r/min、单轴、中间汽水分离再热、四缸、六排汽、反动式凝汽式汽轮机。本文从高低压缸、轴承等主要汽轮机设备的技术特点和汽轮机的安装工艺对该汽轮机进行了介绍。

简介：摘要：AP1000第三代核电机组的先进性体现在使用成熟技术的基础上，在设计上采用了非能动的安全系统，加强了预防和缓解严重事故的措施，提高了电站的安全性；同时，由于非能动技术的使用，使得电站的辅助设备大大减少，减少了故障的概率，提高了安全性；另外，由于核级设备的减少，对核电机组大修安排方面的制约降低，更加灵活的安排核电机组的换料停堆大修，将大幅缩减大修工期。

简介：

简介：摘要第三代核电AP1000核岛安全壳冷却水箱外形尺寸大、箱壁薄、子模块多、形状不规则、材质较为特殊、拼装尺寸要求高，该水箱在室外拼装难度非常大，本文针对室外拼装的难点进行分析并确定应对措施

简介：摘要本文简要介绍了AP1000核电站典型结构模块的结构，分析了结构模块的焊接工艺，描述了结构模块焊接变形形式及原因，提出了控制焊接变形的方法。

简介：摘要本文介绍了PCTran/AP1000核电站仿真软件由单机版向分布式培训系统的改进，通过WinSock控件实现了基于TCP/IP协议的网络通讯功能。该系统可以满足核类专业实验教学的要求，对于提高核电站操作人员的认知水平起到积极的作用。

简介：摘要本文简要的介绍了第三代核电站电气贯穿件的安装和端接相关技术。重点对其安装要求、建安试验、馈通线更换、安装和电缆端接过程中出现的问题、解决方法、注意事项和基本安装逻辑进行了详细分析。

简介：美国当地时间2010年5月17日，世界第三代核电AP1000屏蔽电动机一主泵第三次中间试验在宾夕法尼亚州匹兹堡市科蒂斯怀特（CURTISS—WRIGHT0）公司EBD主泵制造厂取得成功，标志着世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机一主泵台架试验取得重大进展，向取得最终鉴定试验成功迈出了重要一步。

简介：摘要本文对AP1000核电站正常余热排放系统中的余热排出泵管口焊接中遇到的难点进行阐述及分析，对镍基合金和奥氏体不锈钢的焊接性、焊接工艺准备、焊接方法的选择、焊材的选择及安装过程控制等要点进行介绍，保证AP1000核电站余热排出泵管口的安装质量。

简介：摘要：从目前世界在运核电站的技术水平来看，大部分在运核电站都是二代、二代+的技术，而压水堆占据了其中的半数以上。经过60多年的压水堆核电技术实际应用表明该类型核电机组技术较为成熟、安全性能优良、在经济上也有具竞争优势。但由于第二代核电技术没有把预防和缓解严重事故作为必须采取的措施，上世纪发生了两起严重事故。两次重大核事故后，国际更重视对核电安全性、经济性和核废物处置要求，美国由电力公司发起编制了适用下一代轻水核电站用户要求文件(URD) ，欧洲10家核电公司也编写了欧洲核电用户要求(EUR)文件。这两个用户文件成为了第三代核电技术发展的目标依据。

简介：摘要：从目前世界核电站的技术组成来看，大部分在运行的核电站都是二、二代的技术改造，而压水反应堆占据了超过半数。经过12000多个堆年的实际应用，表明该型式核电机组技术较为成熟，安全性能优良，在经济上也有一定的竞争优势。近几年，美国等几个主要核电厂，都在进行技术改造，一般能将30年的寿命延长到40~50年，有既能保障核电机组的安全，又能充分发挥其经济价值。同时，部分国家的新建工程仍在采用二代改进型技术，表明二代改造技术在目前仍有很大的发展空间。

简介：摘要本文对AP1000三门核电站厂址废物处理设施放射性固体废物处理超压减容技术核心设备超级压缩机进行详细分析，归纳总结其特点。为后续核电机组废物处理工艺及设备选择提供参考。

简介：摘要燃料抓取机作为AP1000核电站装换料系统的一个重要设备，在装换料的过程中起到了关键的作用。它主要负责辅助厂房侧的核燃料组件及相关工具的运输工作。在核燃料的运输过程中，必须确保核燃料组件的绝对安全，这就要求燃料抓取机必须能够准确、高效、安全地实现其功能。本文将着重介绍燃料抓取机是如何实现其在核燃料运输过程中的安全性。

简介：摘要APl000核电站主设备包括压力容器、蒸汽发生器、主管道、主泵等位于安全壳厂房的关键设备。其安装质量是决定日后核电站安全运行的重要保障，因此如何做好主设备安装质量管理，是APl000核电站建造中重要的研究内容。着重介绍三代核电APIO（O）依托项目主设备安装质量管理过程实践。