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核电是1种新能源,核电厂的安全稳定运行受到社会的广泛关注.文中利用PCRAN软件仿真分析了WWER1000核电厂一回路失水、蒸汽管道破裂及蒸汽发生器传热管断裂事故,研究了核电厂的事故过程及暂态运行特性,比较分析了不同破口的失水事故、蒸汽管道破裂事故以及单根和多根蒸汽发生器传热管断裂事故时核电厂暂态运行特性.结果表明:核电厂发生大破口失水事故、蒸汽管道大破裂事故及多根U型传热管完全断裂事故可能会对核电厂安全产生较严重影响,同时,核电厂内部发生严重事故导致核电厂紧急停堆、停机,对电网会造成影响. 相似文献
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国内新投产的CPR1000机组普遍存在蒸汽发生器(SG)裕度试验不满足验收准则要求的问题,表现为蒸汽发生器出口压力低,已影响到汽轮机出力。对此,本文通过设计分析、试验验证和现场视频检查等手段进行了系统分析。以Framtone公司和Westinghouse公司设计的55/19型、60F型和Δ125型蒸汽发生器为研究对象,利用设计数据搭建数学模型,对传热面积进行了校核计算;考察了堵管率、一回路流量和一回路平均温度对蒸汽发生器出口压力的影响;验证计算了早期及新投产核电厂蒸汽发生器裕度试验数据;最后根据现场对蒸汽发生器的视频检查情况,确定新投产的CPR1000机组裕度考核不合格的根本原因为二次侧的结垢。 相似文献
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核电厂运行期间,对蒸汽发生器传热管进行检查,找出结构可能产生的损伤,判断安全状态,确认是否应采取补救措施,是保证核电厂安全运行必须采取的措施.根据蒸汽发生器传热管的降质机理和福清核电在役检查依据的上游法规,分析了福清核电M310机组蒸汽发生器传热管在役检查的方式. 相似文献
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压水堆核电厂将近30年的运行经验表明,蒸汽发生器(以下简称蒸发器)的腐蚀与磨损对整个核电厂的出力和可用率影响很大。在比较早的阶段,西门子公司就已对世界各地登录的蒸发器故障进行了仔细的分 相似文献
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根据CPR1000机型某工程的给水泵系统流程、设备及布置,以及管路阻力计算结果,利用Flowmaster软件建立了从除氧器出口至蒸汽发生器入口的给水泵系统通用模型,并进行了稳态和瞬态分析。瞬态分析表明:1台运行泵跳闸后,备用泵启动过程中,蒸汽发生器给水的减少量满足要求;该标准化的模型和瞬态分析方法具有一定通用性。 相似文献
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核电厂蒸汽发生器充气式堵板的安装及调试较复杂,安装调试不合格会导致一回路冷却剂泄漏,严重时会造成厂房大面积污染。结合经验,介绍核电厂蒸汽发生器充气式堵板的安装调试方法及其注意事项,为其它同类型设备的安装调试提供借鉴和参考。 相似文献
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300 MW机组汽动给水泵组调速特性试验研究 总被引:1,自引:0,他引:1
针对300MW机组汽动给水泵组调速过程中存在的问题,阐述汽动给水泵组的工作原理,通过试验数据分析机组负荷滑压运行方式的变化对汽动给水泵组调速特性的影响及2泵调速特性不同带来的问题及应采取的措施。 相似文献
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分析了超临界机组高压加热器(高加)解列扰动下的主蒸汽温度特性,以及不同给水控制方式在扰动工况下引起主蒸汽温度和给水流量的大幅度波动等问题,提出了引入能够及时反映高加解列扰动信号的改进方案.仿真试验表明,改进后的给水控制方式不仅可以有效地克服高加解列的扰动,而且对克服单台高加退出或其它原因引起的给水温度变化也是有效的. 相似文献
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针对某厂600 MW超临界机组多次出现汽动给水泵副推力瓦损坏故障,从润滑油供油、推力瓦自身、运行工况变化等方面对其进行了详细分析,找出了副推力瓦损坏的原因,是给水泵运行工况变化引起轴向力过度平衡导致副推力瓦过载造成的,根据分析结果从检修和运行两个方面采取针对性措施处理后,汽泵推力瓦损坏的问题得以解决,未再发生此类事故. 相似文献
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以台山发电厂2×600MW机组为例,全面阐述了Siemens公司一段式全程给水控制系统的特点,对该系统在给水泵启动控制、给水阀切换、给水泵最小流量控制和汽包水位控制等方面存在的问题及其改进方法进行了详细的分析,并深入地研究了该系统的调试及投运方法。 相似文献
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为了在超超临界蒸汽参数下最大限度地获得热经济性的改善,利用等效热降法对某N1000-25/600/600机组回热系统的设置进行了计算分析.得出以下结论:给水系统采用两次升压;在低压缸第五级后增加一级抽汽口,给水加热的级数增加到 9级 ;将1号高加端差降至-3.38℃的同时装设外置式串联蒸汽冷却器,部分低加设置蒸汽冷却段等措施可使该机组安全性和经济性获得较大幅度的提高. 相似文献
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结合某超临界600MW机组带炉水循环泵内置式起动系统的锅炉给水控制系统实例,在对全负荷范围给水调节过程分析的基础上,介绍了采用蒸发器吸热量及其焓增控制燃水比、分离器出口焓值校正燃水比、一级减温器温降校正给水流量的典型四回路给水控制系统及其工作原理。 相似文献