核电厂RNS止回阀役前试验不合格问题分析和应对措施研究

海阳核电厂的正常余热排出系统(RNS)与一回路冷却剂系统(RCS)的反应堆压力容器直接注入管线(DVI)相连接。在RNS与DVI之间串联两个型式不同的止回阀作为一回路的压力边界,RNS止回阀分为A、B两列,分别为旋启式止回阀V017和截止止回阀V015。RNS止回阀需要定期验证阀门的泄漏和动作性能满足要求。RNS止回阀如果在机组运行期间发生泄漏将会导致一回路压力边界泄漏。在1号机组热态功能试验期间,多次执行RNS止回阀泄漏试验,始终存在泄漏率超标问题。本文主要通过对RNS止回阀在热试期间的四次试验数据进行分析,提出解决RNS止回阀泄漏不合格问题的措施,希望能为此类阀门的在役试验管理工作提供借鉴。     

核电站除氧系统孔板后管道减薄机理分析与改进措施研究

田湾核电站1号机组除氧系统某节流孔板后方的直管段在一个换料周期内壁厚由6.6 mm减薄至2.5 mm,极易造成管道泄漏,为机组安全运行带来潜在的隐患。本文就除氧系统孔板后管道减薄磨损位置、汽蚀原理进行分析,对除氧系统孔板设计存在的缺陷、采用多级节流孔板代替单级节流孔板优势及管道减薄改进措施进行综合论述。通过改造,满足了除氧系统给水管线的运行要求,且有效降低了管道腐蚀速率。     

非均匀流场下主止回阀水力特性分析及其设计改进

运用计算流体力学(CFD)软件对多环路反应堆主止回阀流道模型进行水力特性分析。采用主泵出口非均匀流场,计算主止回阀全开状态下水冲力矩。考虑非均匀流场下影响主止回阀水力特性关键结构因素,依据水力特性计算结果开展改进设计,并对改进设计后的模型重新进行数值分析。结果表明:采用泵阀耦合运行非均匀流场时,与改进前相比,改进后主止回阀阀板全开状态下所受趋开水冲力矩增大,阻力损失大幅降低,较好适用泵阀耦合非均匀流场下运行工况,满足系统运行要求。     

核反应堆主管道负压腔根阀焊缝缺陷分析及处理

核电厂一回路主管道冷却剂流量负压腔根阀通过接管座以焊接的方式与主管道相连接。本文以秦山核电厂30万千瓦机组流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,对焊缝裂纹缺陷产生的初步原因以及在线套管密封焊接修复方案的提出、论证、实施的技术难点进行全面阐述。通过对裂纹焊缝形貌、金相组织的观察进一步分析确认焊缝裂纹产生的根本原因,据此采用技术变更手段从根本上解决了结构不足对设备运行造成的影响,避免焊缝裂纹缺陷的产生,保证了机组的安全稳定运行。     

方家山核电厂火灾频繁误报警原因分析及策略

火灾报警系统是核电厂消防系统的重要组成部分,运行人员通过火警主机CRT及DCS二层报警系统判断现场是否出现火警情况,火灾报警系统的可靠性决定了机组运行是否存在潜在火灾风险.本文阐述了方家山机组运行以来,对"方家山火灾频繁误报警"的报警进行分类统计和原因分析,针对典型的、占比较高的缺陷类型制定了应对策略,并对相关的优化改...     

温排水效应对秦山核电厂1号机组的影响及应对措施

随着秦山核电基地全面建成,由于杭州湾海水潮流及电厂取、排水口位置等因素所致,方家山核电厂1号、2号机组产生的温排水对秦山核电厂1号机组(以下称秦一厂机组)的运行造成了较大影响.导致机组在夏季期间被迫频繁调整出力,同时造成部分系统和设备的运行参数偏离正常范围,给电厂造成了较大的运行负担.本文介绍了温排水效应对秦一厂机组运...     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

岭澳核电站二期汽-水分离再热器系统调试运行期间的主要缺陷分析及处理措施

在岭澳核电站二期1号汽轮发电机组(L3)汽-水分离再热器系统(GSS)调试运行过程中,疏水箱的液位测量存在闪发尖峰虚假信号,测量偏差较大。尤其当机组瞬态工况运行时,部分疏水箱的疏水液位无法得到有效控制,对系统疏水的正常调节及保护造成了影响。本文结合L3GSS系统疏水调节及保护特点,对导波雷达液位计的质量、疏水管道布置及疏水调节设计等缺陷进行了深入的分析,并在目前的系统设计基础上提出了改进建议与处理措施。最终的试验结果表明,该处理措施解决了系统的缺陷,可以有效保证机组安全、稳定运行。     

一回路冷却剂净化系统的优化运行

介绍了一回路冷却剂净化系统（KBE）的结构及陛能特点,研究分析了氨对硼酸型态及阴阳树脂的影响,冷却剂贮存系统（KBB）的设计缺陷。整理绘制了机组运行过程中碱金属、溶解氢的趋势图,结合机组在实际运行中出现的阴棚旨排带造成冷却剂氯离子超标、总碱金属偏离、溶解氢浓度下降等实际案例,总结优化了阳树脂氨钾饱和的开始时间、加钾量和氨浓度的控制;以及在不改变KBE初始设计的基础上增加KBE除碱金属功能,优化碱金属偏离的纠正措施。并根据实际运行结果对PUROLITE和BAYER两家公司生产的核级树脂性能进行了对比。     

RPN系统中间量程切换共模缺陷的处理与分析

介绍了某核电项目机组在零功率平台调试期间,由于核测量仪表中间量程切换问题导致反应堆跳堆事件的经过,并对根本原因进行深入的分析,经过大量的试验,发现量程切换缺陷致使反应堆在启停堆阶段保护误动概率高达3%。通过根本原因分析,确定此缺陷为同系设备的共模故障。利用RPN系统本身特点采取了针对性的处理措施并在两台国内机组经过充分的验证,修改方案全面可靠,此经验已反馈到国内外其他应用同类设备的机组。     

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

旋启式止回阀关阀水锤优化分析

建立了双泵并联给水系统数学物理模型,针对旋启式止回阀关闭过程中形成的水锤进行编程计算,分析作用在止回阀阀板上的力矩以及阻尼扭簧力矩对关阀水锤的影响。结果表明：在双泵并联给水系统中,旋启式止回阀在关闭时会产生明显水锤,作用在阀板上的力矩对水锤的作用效果有一定影响,选择合适的止回阀阀板材料以及加装合适的弹簧可有效缓解水锤危害。     

核电厂安装期间重要物项无损检测复检组织与实施

核电厂设备制造和现场安装期间,焊接质量与机组安全性和经济性紧密相关。为有效预防由管材、焊材和焊接工艺造成的共模缺陷带入运行阶段,秦山二期扩建工程在建安期间率先开展了重要物项无损检测复检工作。从复检重要性出发,介绍了复检对象筛选原则和工作组织过程,阐述了核岛重要焊缝（核辅助系统管道焊缝和水池不锈钢覆面焊缝）和常规岛重要设备（导致停堆停机或影响机组热效率）的复检范围、方法与优化原则,总结了复检结果和良好实践。     

汽轮机调节系统二次脉动油压异常分析

针对田湾核电站汽轮机夏季运行工况时出现调节系统二次脉动油压高且波动问题,采用两台机组汽轮机调节系统静态试验曲线以及热力系统参数对比分析的方法,阐述了循环冷却水温度、二次脉动油压拐点、调节阀空行程对二次脉动油压的影响。根据研究结果,通过提高二次脉动油压拐点及减小高压调节阀油动机空行程的纠正措施,有效解决了此问题,提高了调节系统的稳定性。对机组的运行和维修具有一定的借鉴意义。     

适用于压水堆载热剂系统的新型止回阀

本文主要介绍适用于压水堆载热剂系统的新型无冲击止回阀和双阀瓣止回阀的结构特点,以及它们与常规的旋启式和升降式止回阀的性能比较。通过水力试验,初步证实了这两种止回阀的优点。     

核电厂柴油机调速系统油门开度反馈装置研制创新

田湾核电站机组柴油机调速系统由法国MAN公司成套供货,核心装置为E19600电子调速器及2231-1型油门驱动机构,在柴油机定期试验期间,多次出现调速器或油门驱动机构故障导致柴油机启动失败缺陷,由于调速系统原设计无设备运行状态监测反馈装置,无法快速定位故障原因,消除缺陷。本文提出了机组柴油机增加油门开度反馈装置的思路和方法,解决了调速设备无状态监测装置的问题,取得了良好的应用效果,对国内、外同类型装置的应用,具有一定的借鉴意义。     

对冲式止回阀原理及启闭特性分析

压水堆核电站主泵工况变化时,由于止回阀阻止流体逆流,回路会发生程度不同的水击现象.水击严重时不但会产生瞬时超压,危害压力边界,也可能造成止回阀失效.对冲式止回阀是一种新原理止回阀,是为解决传统止回阀关闭时产生的严重水击现象而设计的.分析和实验表明对冲式止回阀能有效地解决回路的水击问题,也能可靠地阻止流体逆流.     

大亚湾核电站松动部件监测系统的误报警处理

大亚湾核电站松动部件在线监测系统投入运行以来，曾因频繁误报警而不断地改进。在2号机组第四燃料循环系统出现了持续的误报警，因系统存在设计缺陷，在停机小修期间采用加速度传感器的方法进行故障诊断。结果表明．持续报警不是由松动部件引起的，它来自主泵的噪声，系统本身的缺陷需要进行改造。     

法国三台N4型机组因RHR系统设计缺陷全部停机

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 8月13日报道】　法国电力公司 (EDF)的最大的最新的 3台核电机组 ,在发现了余热排出(RHR)系统的设计缺陷后 ,目前已全部停机 ,从技术上来说 ,这些机组在今后几个月内随时可以恢复运行。关于西沃 - 1(有 3台最新的运行中的 N4“新一代”机组 )的声明说 ,重新启动的暂时时间表已提交给法国核安全局 (DSIN)。按照此时间表应在 10月份重新装料 ,此后不久反应堆启动 ,并在“冬季”联网。实际上 ,西沃 - 1最早也得在明年 1月份以后才可能开始向电网供电 ,舒兹核电站的其他 2台 N4型机组可能比西沃电站更早重…     

M310系列压水堆核电厂硼酸过滤器辐射热点成因研究及对策

M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器（REA011FI）因活化产物沉积而形成辐射热点，对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究，找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明，该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面，通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式，在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合，确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间，对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下；从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv，是辐射防护最优化的良好实践。