简介：介绍了ACP1000会热排出泵泵体开孔补强计算方法和过程，计算符合RCCM核二级标准。

简介：摘要本文通过对K项目阀门设备提资、审查管理过程中发现的问题进行了分析与总结，并结合阀门的特点提出了建立ICM接口的优化方案及有效的管理措施，从根本上解决设备接口在交换过程中的跟踪、查询、问题及时反馈以及进度控制等问题，提高工作效率，降低风险，确保设备提资满足工程建设进度要求。

简介：摘要ACP1000核电厂电气贯穿件安装在反应堆内层安全壳上，提供贯穿反应堆安全壳的电气连接功能，同时作为安全壳的一部分，构成防止放射性物质泄露的第三道屏障，保证安全壳的完整性。本文对ACP1000核电厂电气贯穿件焊接技术要点进行阐述和分析，并提出电气贯穿件现场焊接注意事项及需关注的重点。

简介：摘要ACP1000核电厂核反应堆厂房环形吊车用于安装反应堆厂房内的重型设备，环形轨道为环吊主要部件，其焊接质量要求较高。本文从工程建设实践角度出发，对ACP1000核电厂环形吊车轨道焊接技术要点进行阐述和分析，通过采用合理的焊接顺序，并采取刚性固定和反变形结合的措施控制焊接变形，从而保证了环吊轨道焊后尺寸和焊缝质量满足设计要求，证明了焊接工艺是可行的。

简介：摘要本文主要阐述了某核电项目钢衬里在施工过程中，根据施工和吊装特点，科学地进行模块化施工，并且针对后续机组进行优化，为今后同类型核电机组的施工提供了借鉴指导作用。

简介：摘要：按照风险管理的基本理念，根据前期项目经验及ACP1000项目特点对反应堆压力容器设备制造过程中的各类风险进行识别及评价，给设备采购项目管理人员提供一些具体建议和应对措施。

简介：摘要：余热排出泵作为核电厂的重要设备，在建造阶段调试热态性能试验时，出现泵转子堵转和电机持续渗水。通过对故障现象和零部件的测量检查，得出泵转子堵转的根本原因是泵盖形变，径向偏差超标，造成泵后口环与泵盖口环间隙不均匀，设备升温热膨胀，口环间隙变小，启动后动静碰磨贴合，导致故障发生。电机渗水的根本原因是密封垫上涂抹密封胶不连续，未能全面覆盖密封面。通过制定针对性的处理措施，完成试验内容，并形成良好经验反馈，为后续同类问题的处理提供经验借鉴。

简介：[摘要 ] ACP1000核电站为我国自主研发的第三代核电技术，其预应力廊道中预制盖板是后期预应力施工的重要结构。本文对 ACP1000核电站反应堆厂房预应力廊道盖板预制及安装施工进行了总结。重点从预制盖板的类型及数量、预制平台的搭设、预应力锚固件的组装、盖板预制、盖板养护、盖板安装及嵌缝等几个方面进行总结。

简介：摘要：放射性碘是核电厂需要重点除去的放射性物质之一，文章介绍了M310及ACP1000机组中碘吸附器的结构类型，碘吸附器试验方法应用现状以及M310及ACP1000碘吸附器效率试验方法的差异，详细分析了碘吸附器效率试验的影响因素，包括设备机械密封性、气流速度、气流湿度、气流温度以及活性炭老化对碘吸附器性能的影响。最后比较了放射性甲基碘法与氟利昂现场泄漏率检测和实验室取样罐效率试验法的优缺点。

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：摘要分析了核电厂余热排出泵承压件热冲击。通过有限元房费、构建三维模型、热与应力场顺序耦合形式，进行泵体主承压件在热冲击状态下的温度与热应力分布展开讨论，得出余热排出泵泵体温度与应力分布。基于热瞬态结果能够得出热冲击阶段泵体中的热量状态为非傅里叶效应，由泵体内壁至外层温度差，温度伴随着时间的延长降低。同时，基于瞬态条件下，通过结构分析进行承压热冲击中泵体应力分布进行研究。得出其结构强度符合要求，不过结构强度较小，有待完善与改进。

简介：以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。

简介：

简介：本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。

简介：摘要：本研究旨在对核电站余热排出系统的设计与运行进行分析。通过对核电站余热排出系统的分析，可以更好地了解该系统在核电站中的作用和重要性，并探讨如何优化该系统的设计和运行，有效地提高核电站的安全性和经济性。

简介：摘要本文首先对余热排出系统的布置条件进行了介绍。然后对核辅助厂房余热排出泵间、换热器间在项目初步设计阶段预留布置空间不足导致设备、阀门操作检修空间狭小等问题，做了详细的分析研究。针对存在的问题，参考借鉴了其他压水堆项目中有关余热排出系统设备管道布置设计方面的经验，提出了优化布置方案。最后对本次设计优化工作的重要经验做了简要总结，供其他项目的设计进行参考。

简介：从2005年2月份起．研华更新ACP-7000&ACP-5260配置6个热置换式Uhra320SCSISCA硬盘：

简介：摘要相关单位通过选用一定数量的优良焊接材料，制定出一个合理的堆焊工艺，成功地完成第三代核电无源废热去除热交换器管板堆焊，获得了质量和性能优异的堆焊层。通过分析可以了解到采用两侧交替堆焊的方法，以及带钢埋弧焊与电极电弧焊相结合的堆焊方式，既能有效提高堆焊效率，又能保证堆焊后管材的各项基本要求，为第三代核电技术在国内的应用提供了相关的经验。第三代核电技术在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，使用被动安全系统，是典型的第三代核电反应堆。

简介：摘要AP1000屏蔽泵作为当下拥有最大容量的飞轮式屏蔽泵，在核电领域拥有重要的应用意义。笔者从AP1000的基本构造入手，分析了AP1000的主要不足和优势，进而对其实际应用提出几点看法。

简介：国家核电技术有限公司与美国西屋联合体已正式签署第三代核电自主化依托项目合同，沈鼓集团承担起AP1000核主泵国产化重任。