华龙一号主蒸汽隔离阀结构特点及原理分析

主蒸汽隔离阀是核电站主蒸汽系统的最重要组成部分,起着举足轻重的作用,结合福清5号机组华龙一号的MSIV情况,对阀门的功能作用、阀体结构、执行机构部件组成进行了梳理和分析,然后对阀门的动作原理和运行模式进行了简介,以期对后续主蒸汽隔离阀的安装、调试、维护提供参考和指导。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

核电厂主蒸汽隔离阀研制难点分析

以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材料的质量保证、阀门密封性能、样机的鉴定等方面进行分析,相关内容在主蒸汽隔离阀的国产化过程中均得到了验证。      

某核电厂主蒸汽管道振动原因分析及解决方案探讨

某核电厂在升功率试验及满功率运行时,发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量,认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件,采用流声耦合分析的方法,对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象,是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因,可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。      

核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析

核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高,是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声,最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析,研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。     

核电厂主蒸汽隔离阀控制系统故障分析及可靠性提升

主蒸汽隔离阀是核电厂核岛与常规岛间主蒸汽管线上最重要的隔离设备,主要介绍了秦山第二核电厂1/2号机组主蒸汽隔离阀控制系统功能及控制原理、故障模式分析。结合历史故障统计得出系统的薄弱点—限位开关,并对限位开关故障失效机理和根本原因分析进行了重点阐述,最后针对系统的可靠性提升从人、机、料、法、环5方面提出了改进措施,对国内其他在役核电厂主蒸汽隔离控制系统维护和改进有一定的借鉴和参考意义。      

主蒸汽隔离阀执行机构液压系统超压分析

秦山核电厂二期扩建工程的主蒸汽隔离阀执行机构在调试和运行中经常出现超压现象。通过对执行机构中氮气随温度的变化情况进行分析可知,超压的根本成因是:蓄能器活塞未设置温度补偿间隙,液压油随温度膨胀后,蓄能器无膨胀空间导致超压。提出了在超压发生时的临时处理方案,设计了主蒸汽隔离阀泄压模块并现场应用,成功解决了主蒸汽隔离阀执行机构超压问题。     

主蒸汽超级管道许可证模拟件制作的基本要求

主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.     

高频地震激励对核级阀门危害性分析

利用试验和修正后的集中质量有限元模型预测安装在管道中阀门在不同频率成分地震激励下的响应，研究高频地震激励对管道中质量较大核级阀门的危害性。研究结果表明：高频地震激励对核级阀门的危害在于使阀门以其自身固有振型发生共振，此时阀门顶部取代阀门与管道连接位置成为阀门中响应最大的位置，这会导致安装于阀门顶端的驱动机构遭受苛刻的地震工况。增加管道阻尼和阀门刚度能有效降低高频激励对阀门的危害，但增加阀门刚度会导致管道响应增大。利用等效静力法对阀门进行抗震鉴定时，分析结果对阀体水平部位内力估计不足，对阀体垂直部分、阀盖等阀门上部构件的内力估计结果具有较大裕度。     

"华龙一号"主蒸汽隔离阀控制特点及现场问题处理

主蒸汽隔离阀作为核电厂控制二回路通断的重要关键设备,长期依赖进口."华龙一号"福清核电5号机组采用首台国产化主蒸汽隔离阀设备,不仅满足正常开关、五秒快关和局关的设计要求,还可通过"带载"试验检查阀门快关电磁阀和分配阀的可靠性.以福清核电5号机组为例,说明国产主蒸汽隔离阀的控制原理和特点,比较与M310机组在系统设备和逻...     

压水堆核电厂主蒸汽系统用推制弯头材料标准对比转化研究

文章对比分析NB/T 20005.17-2014与RCC-M M1125(2007版)、ASME SA-234(2007版+2008补遗)(2015版)3项主蒸汽系统用推制弯头材料标准,研究3项标准的异同点,说明我国核电厂主蒸汽系统用推制弯头材料标准与国际主要标准之间的等效关系及自主技术特点,以期为核电工程中选用我国主蒸汽系统用推制弯头及相关标准提供支撑,促进我国核电标准的使用以及在海外工程中的应用。     

主蒸汽隔离阀样机地震静载试验研究技术探讨

为验证阀门在地震载荷作用下的结构完整性和可操纵性,本文探讨了具有正常开启和关闭功能及安全快速关闭功能的主蒸汽隔离阀地震静载试验的技术要点,幵以一个实际样机试验为例,描述了主蒸汽隔离阀样机地震静载试验的试验方法及其试验结果。试验结果表明其结构完整性和可操纵性满足要求。     

核电厂主蒸汽管道阻尼减振与抗震分析

增设阻尼器是处理核电厂主蒸汽管道振动与地震冲击问题的主要方法。本文利用Sap2000软件建立核电厂主蒸汽管道的有限元模型,分析出了管道的固有频率、振型等动态特性。分析结果表明,平动是主要的影响振型。本文应用非线性动力时程分析计算蒸汽管道在33 Hz频率下的振动及地震响应,得到了管道加设阻尼器前后的振动位移和振动速度数据,并进行了比较,探讨了阻尼器在管道减振与抗震中的应用效果。结果表明,在不改变管道原有结构、不影响管道正常工作的前提下,安装液体黏滞阻尼器可以对主蒸汽管道产生减振与抗震的效果。     

ANSYS在核级管道应力分析中的应用

ANSYS是国际通用的大型有限元分析软件,具备管道应力计算的功能。SYSPIPE是法国FRAMATOME公司开发的专用于核级管道系统的应力计算和分析程序。利用ANSYS与SYSPIPE对核2级管道承受自重、内压、热膨胀、地震等载荷进行计算对比,选用RCC-M设计规范进行应力分析和评定。结果表明,ANSYS可以替代SYSPIPE对核级管道进行应力分析。     

主蒸汽管道破裂事故的安全评价

在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例，给出了主蒸汽管道破裂事故安全评价所采用的关键参数检验方法及其计算结果与分析。     

二代改进型核电站管道系统应力分析与评定

管道是核电站中的重要部件。为了使管道满足规范要求,需要对管道进行应力分析与评定。本文分析了二代改进型核电站1级和2级管道应力分析与评定过程,论述了不同载荷下管道应力的计算方法,并分析了RCC-M规范版本的变化对管道应力分析结果的影响。最后,以岭澳核电站二期工程安全注入系统为例,对管道进行了应力分析与评定,满足了RCC-M规范的设计要求,并输出了支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。本文可以为二代改进型核电站管道系统应力分析与评定提供帮助。     

核安全设备疲劳分析方法与步骤

以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。     

非能动先进核电厂主给水管道水锤模拟计算

核电厂主给水系统用以保证蒸汽发生器的冷却,主给水管道作为其中主要的压力管道,直接向蒸汽发生器提供所需温度、压力和流量的给水。由于压力管道易发生水锤现象,研究水锤对主给水管道的影响是主给水系统设计的重要内容。本文以非能动先进核电厂主给水系统的设计为例,通过PIPENET软件对主给水管道的水锤现象进行模拟计算,分析主给水隔离阀不同的关闭形式、不同的关闭时间及主给水泵不同的关闭时间对管道内水锤的影响。结果表明,主给水隔离阀的关闭时间越缓慢、主给水泵关闭时间越长,主给水管道内的水锤压力和载荷越小。对于主给水隔离阀的关闭形式,选择行程-时间曲线为先快后慢的类型,产生的水锤压力和载荷最小。     

核电厂二回路管道FAC壁厚减薄强度评定方法

FAC造成二回路管道的壁厚减薄,致使管道的强度降低,当管道减薄到一定程度时,管道会发生破裂,容易引起严重的安全事故。本文针对管道FAC壁厚减薄问题,建立了完整的分析评定路线。重点介绍以API579指导实现的壁厚减薄Level 3评定方法:利用有限元软件ANSYS的APDL参数化建模功能,建立了直管、弯头、大小头的参数化模型,该方法可方便定义管道的几何参数和材料参数、管端载荷和约束,通过直接调用在役检测的壁厚检测数据,自动建立管道的FAC壁厚减薄的真实壁厚模型。并利用极限载荷法评定壁厚减薄管道的强度,实现了API579壁厚减薄体积型缺陷的Level 3评定。     

反应堆压力容器简体60年寿命疲劳裂纹扩展分析

利用ANSYS程序,对反应堆压力容器筒体在正常运行工况下进行疲劳裂纹扩展分析,获得了反应堆压力容器筒体在60年寿期末的疲劳裂纹尺寸,按照RCC-M规范的要求,对压力容器在主管道破裂瞬态和主蒸汽管破裂瞬态下进行了快速断裂评价。研究结果表明,压力容器满足RCC-M规范的要求,不会发生裂纹失稳。