简介：摘要本文重点介绍了海阳AP1000核电工程应急柴油机燃油、润滑油系统管道在线循环酸洗的施工方法，详细描述各项工艺要求，阐述了在线循环酸洗在操作实践中遇到的典型问题和解决措施，为后续AP1000在线循环酸洗提供了参考经验。

简介：摘要安全管理的根本是危险源的管理，因此做好危险源的识别与评价是做好安全管理的前提。目前核电建造过程中，常用的危险源识别与评价方法有安全检查表法、LEC法、预先危险性分析法，这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的失真甚至错误。本文以三门AP1000核电受限空间管理为例，利用事故树分析法，以三门AP1000核电工程受限空间“窒息中毒”风险为例进行辨识评价，根据危险源评价结果，采取相关的控制措施，为后续受限空间管理提供参考。

简介：根据压水堆核电厂严重事故发生机理，基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段，针对AP1000和二代核电厂进行比较，在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同，最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

简介：摘要：在AP1000核电站中，DCS系统服务器、工作站、控制器等设备都需要精确授时。国内某三代核电站原时钟服务器将在2022年发生周计数翻转，有可能发生时间跳变。根据当前形势以及网络安全方面分析，故将原GPS时钟服务器变更为国产GPS_BDS双模卫星同步时间服务器，解决了时间翻转、国产时钟服务器与Ovation平台兼容性问题，增强了主备时间服务器的冗余功能，各技术性能指标均满足设计要求，授时正常。

简介：摘要：国内四台AP1000机组进入商运以来，出现过气动阀因定位器或电磁阀故障而失效导致安全系统误动作的事件。这提醒我们AP1000非能动安全系统气动阀误动作的风险是真实存在的。因此，有必要详细分析堆芯补水箱CMT出口阀误开启后的系统响应、风险，并制定缓解措施。结合AP1000非能动安全系统中依靠气动阀动作来实现其安全功能的设计特点，本文对AP1000发生CMT出口阀误开启事故的现象及关键参数的变化情况进行分析，从而给出事故瞬态响应的最佳策略。

简介：摘要 本文主要通过对不同预热温度下E9018-G-H4焊接SA738B厚钢板焊缝显微组织和不同试验温度下的冲击韧性结果分析。从结果上看，焊缝的显微组织受预热温度的影响很小。焊缝的金相组织基本为针状铁素体、下贝氏体、先共析铁素体，随着预热温度的升高，针状铁素体逐渐升高；同时，不同试验温度下焊缝的冲击韧性随着预热温度的先升高后降低，为降低裂纹倾向和经济性原则，焊接预热温度建议选择100~150℃。

简介：本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施，包括自动卸压（ADS）系统、熔融物堆内保持（IVR）系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系统和事故管理等。

简介：摘要AP1000核电站在额定功率下工作时，选择三台33.4%容量电动泵进行给水，没有备用泵。经过对100%与70%额定功率系统下给水流量与蒸汽流量的稳定平衡运算，证实了一台泵断闸后，剩下两台泵可以保证电厂70%额定功率工作；并经过对CENTS流程创建的单台给水泵断闸瞬态的模拟结果信息进行研究，测试了该瞬态下不用迅速降功率运作，反应堆功率智能管理系统和蒸汽旁排结构可以把一回路平均气温保持在标准范围内，期间不会出现蒸汽发生器窄量程水位低跳堆情况，以上研究结果对AP1000核电站调节及运作具有较大的参考作用。

简介：摘要在现场安装时发现，CA20内部的KB模块在Z方向难以满足模块安装公差。本文将对各涉及的KB模块的具体情况分为正公差和负公差分别进行分析。从而进一步完善KB模块的设计，有利于AP1000后续项目的进一步开展。

简介：摘要AP1000的核电站在额定功率的运行时，采取三台33%容量的电动泵来给水，没有备用泵。经过对70%与100%额定功率的平台蒸汽流量以及给水流量实施稳态平衡的计算，并且验证一台泵在跳闸以后，有两台泵可以保证电站70%的额定功率工作。同时分析了CENTS的程序建立，得出在这个瞬态下不需要迅速降低功率。

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：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

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：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：2008年5月30日，第三代核电APl000堆型模块及CV（钢制安全壳）专业制造公司--山东核电设备制造有限公司在山东省海阳市举行仪式，宣告山东核电设备制造有限公司经过11个月的努力，按期实现模块制造工厂建成目标。

简介：摘要DCIS系统，即为DistributionControl&InformationSystem离散控制系统。DCIS系统设备主要由在线仪表，通讯和控制盘柜组成。DCIS接地分为盘柜设备保护接地和信号电缆屏蔽接地.接地主要是用于人身安全保护和减少信号电缆EMC磁化率.AP1000项目设计针对信号电缆屏蔽接地方式，与传统接地方式存在差异，当信号电缆为高频率信号，将要求屏蔽接地在仪表侧和控制机柜侧双端接地，以避免单端接地产生更大的信号干扰.本文将介绍AP1000机柜接地方式以及信号电缆与传统接地方式的不同点，并进行详细的分析。

简介：摘要本文对AP1000非能动核电厂化学和容积控制系统(简称化容系统)独有的功能和特点进行了初步地研究，并与第二代核电厂的化容系统进行了简要的比较，分析两者的差别。通过对AP1000化容系统设计理念的梳理和综合，来展现第三代核电厂的先进技术成果。

简介：摘要在国内核电站建安施工过程中，三门AP1000唯特利压接管道在CAS系统中使用属首次，通过对其施工管理质量保证进行总结，为后续唯特利压接管道施工质量提供借鉴。

简介：摘要目的调查分析全国首台AP1000核电机组安装后周围生活饮用水中90Sr和137Cs及食品中137Cs放射性水平及变化。方法2012—2019年，选取全国首台AP1000核电机组所在的三门核电站周围的4个生活饮用水监测点，分别在丰水期和枯水期采集并测定90Sr和137Cs放射性活度浓度；采集当地产大米、包菜、鲫鱼和鲻鱼，测定分析137Cs放射性活度浓度。结果2012—2019年，生活饮用水中90Sr和137Cs放射性活度浓度范围分别为1.2～9.8、0.2～8.1 mBq/L；食品中137Cs放射性活度浓度为1.1×10-2～2.8×10-1 Bq/kg，小于《食品中放射性物质限制浓度标准》(GB 14882-94)限制浓度。结论全国首台AP1000核电机组安装后周围生活饮用水中90Sr和137Cs及食品中137Cs放射性水平平稳，调查数据显示未发现对环境带来影响。

简介：摘要介绍了AP1000核电厂事故后监测系统PAMS压力变送器及其毛细管的组成和施工过程，分析了施工过程中发生的各类问题及相应的解决方案，并进一步提出了后续项目施工的改进措施，为后续项目事故后监测系统PAMS压力变送器及其毛细管的施工工作提供了技术参考。