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。     

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。      

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。     

"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...     

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。     

压水堆核电厂主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差应力分析研究

本文以国内某压水堆核电机组的主蒸汽隔离阀阀体与超级管道连接段为例，按照RCC-M标准对减薄主蒸汽隔离阀阀体内径至与超级管道内径一致进行研究。同时，借助有限元软件Ansys对阀体减薄后的主蒸汽隔离阀开展应力分析，证明阀门仍然满足RCC-M标准及技术规格书的要求。结合理论分析及有限元模型模拟结果，证明主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差通过减薄主蒸汽隔离阀阀体内径这一解决措施是可行的。     

“华龙一号”安全壳隔离阀的阀腔打压密封性试验方法

安全壳隔离阀作为核电厂第三道安全屏障的重要组成部分,用于实现事故工况下贯穿安全壳的:工艺管线的隔离,其密封性对于防止事故工况下放射性物质向环境的释放至关重要。为保证安全壳的密封性,在建造完成后首次装料前及装料后的正常运行期间,均需对安全壳隔离阀的密封性进行检查。基于"华龙一号"的安全壳密封性试验需求,给出一种安全壳隔离阀的阀腔打压密封性试验方法。该方法以单体阀门为试验对象,通过阀门上的吹扫孔,在安全壳隔离阀的阀腔内建立隔离边界,试验过程相对于常规的安全壳隔离阀密封性试验方法大为简化。对于"华龙一号"装料前的调试及定期试验期间安全壳隔离阀的密封性试验,具有很大的应用价值。     

安全壳喷淋系统地坑吸水管线隔离阀故障分析及处理

核电厂安全壳喷淋系统地坑管线吸水隔离阀（EAS013/014VB）在现场单体调试试验中常出现阀门无法正常启闭故障。本文基于在线诊断及调试试验，对此阀门故障问题的原因进行逐一分析排查，确定了阀门故障原因为电装因素，并提出了详细的阀门改造方案。实际电厂的阀门改造结果表明，改造能降低阀门的采购及调试成本，减小阀门故障概率。      

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。     

AP1000核电厂MSIV与MFIV仪控设备预防性维修优化研究

本文结合AP1000核电厂MSIV和MFIV的仪控调试和大修实际工作经验,对关键仪控设备(如:压力变送器、磁接近式开关和电磁阀)从更换周期和经验反馈出发,对隔离阀仪控设备总体预防性维修工作的开展周期和项目提出了一种优化建议。     

沉淀硬化马氏体不锈钢热老化脆化的热电势检测研究

研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律，提出了热电势和冲击韧性的经验公式，并通过在核电厂服役13 a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证。验证结果显示，随着时效时间的延长，材料的冲击韧性下降，屈服强度、抗拉强度和硬度升高，断面收缩率和断裂伸长率下降。材料的热电势变化与冲击韧性呈现指数相关性，材料的屈服强度、抗拉强度、硬度和热电势呈现出较好的线性关系。通过热电势检测评估的冲击韧性和实测值显示出较好的符合性。      

核电机组二回路主蒸汽隔离阀螺栓“咬死”原因分析

某核电厂新建机组第一次大修期间,对主蒸汽隔离阀进行解体检修,发现多个阀盖螺栓与螺母发生了"咬死"现象,拆卸过程中个别螺栓甚至被拧断,对失效的螺栓、螺母进行了理化检验。成分分析表明,螺栓、螺母材料符合标准要求;硬度试验表明,螺母硬度值比螺栓高47 HB;金相分析表明,螺母组织为回火马氏体+回火索氏体,螺栓组织为回火索氏体。螺栓、螺母硬度值的不合理匹配,是二者发生"咬死"现象及拆卸过程中个别螺栓被拧断的根本原因。     

IAEASS-R2/2核电厂安全:反应堆调试和运行安全标准系列

(出版日期:2011年7月14日)此出版物涉及核电厂的安全调试和运行。它涵盖了从核电厂调试和运行到核燃料的移出,包括在整个核电厂寿期内的维护和调节。它涵盖了对于调试的准备,但不包括退役过程本身。此出版物也建立了关于调试的附加要求。正常运行和预计运行偶然事件及事故工况也被考虑在内。     

某核电厂主给水调节阀在满功率运行时开度持续增大问题研究

某核电厂机组在满功率稳定运行期间,主给水调节阀的开度持续增大,如果该趋势不能控制,机组存在降功率或更严重的风险。经故障分析及现场解体检查,最终确定主给水调节阀的开度持续增大是由于阀笼堵塞导致。本文通过结合该阀阀笼特点,分析出导致阀笼堵塞的原因,根据现场实际制定出处理方法,为主给水调节阀的调试和运行以及给水系统的异物控制给出建议。     

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。     

从国内核电厂调试事件实例探讨调试管理要点

简述了核电厂调试的作用和阶段划分，从若干国内核电厂调试运行事件实例的分析评述，归纳出五种事件起因，进而对核电厂调试管理要点提出一些建议，以利于改进今后核电机组的调试管理。     

核电厂调试问题设计分析及处理

核电厂调试是核电工程建设的重要阶段,通过调试验证设计、设备制造、安装的正确性,发现并处理问题,保证核电机组按总体性能要求运行。就核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述,以辅助给水系统(ASG)为例介绍主要调试内容,并利用Flowmaster系统设计分析仿真软件对除氧器流量超出设计基准案例进行分析,解决调试过程中发现的问题。     

核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设备和系统能保持较高的可利用率.