1000MW机组凝结水精处理混床投停时跑树脂分析

凝结水精处理混床在投退过程中发生跑树脂的问题严重影响混床的安全、经济、稳定运行。文章简要介绍了某1 000 MW超超临界机组凝结水精处理混床系统,分析了凝结水精处理混床投退过程中发生的跑树脂问题及产生的原因,提出了相应对策,为大型电厂凝结水精处理系统解决类似问题提供了参考。     

ORNL 10MW熔盐实验堆(MSRE)排盐罐冷却系统热工水力特性分析

熔盐堆以液态熔盐为燃料,停堆后熔盐排入排盐罐中,余热排出系统利用排盐罐中冷却套管内的循环冷却水将余热导出。本文针对美国10 MW熔盐实验堆(MSRE)排盐罐套管式换热元件的结构特点,分析了套管气隙层宽度以及冷却水上升环腔宽度对系统功率、自然循环过程等的影响。计算结果表明,当气隙层宽度在3.1–5.1 mm时,系统冷却功率及循环流量相差均在5%内,对系统影响不大;当冷却水上升环腔宽度从3.6mm增至5.1 mm时,系统循环流量从1.9 kg/s增至4.79 kg/s,换热功率变化不明显。     

核能供热系统凝结水回收工程实践及研究

为了确保核能供热期间系统产生的凝结疏水全面回收，对核能供热系统的凝结水回收的流程、技术参数等方面进行介绍和分析，重点阐述管沟式蒸汽管线疏水回收、凝结水回收的水质要求及其控制措施、凝结水回收控制及对凝汽器的影响、核能供热系统凝结水回收经验反馈等问题。为后续核电机组核能供热的凝结水回收设计、调试和运行提供借鉴和经验反馈。     

全厂断电事故时TACR-1000非能动慢化剂余热排出系统排热能力研究

为了评估非能动慢化剂余热排出系统的有效性,本文采用CATHENA程序模拟了正常工况及冷却水流失事故工况下非能动慢化剂余热排出系统的排热能力.通过对慢化剂冷却系统的模拟计算得到稳态运行结果,将该结果作为瞬态分析的初始条件计算了非能动慢化剂余热排出系统的排热能力,对计算结果进行了分析.分析结果表明,非能动慢化剂余热排出系统能够保证反应堆安全.     

压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨

针对法国900MW压水堆核电厂余热排出系统的设计,探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案.并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性.     

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成.本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析.在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性.经验证,该系统的排热能力满足设计要求.     

百万千瓦核电机组常规岛闭式冷却水系统大修期间停运窗口分析

核电机组大修期间常规岛闭式冷却水系统(SRI)的停运时机对常规岛检修工作的开展有关键影响.文章通过研究冷却水的热负荷及作用,对SRI的停运窗口进行了理论分析.提出了停运的最佳时机,对大修工作的开展和降本增效有积极的借鉴意义.     

核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

凝升系统拍振测试识别及原因分析

针对秦山核电有限公司320 MW机组常觃岛凝结水系统凝结水升压泵(简称凝升泵)疑是存在拍振现象的问题,对凝升泵及其附属管线进行了振动测试,获取了多个测点的振动响应。结果表明,凝升泵上多个测点处振动速度有效值呈现周期性波动,结合相关测点的加速度频谱,确定了凝升泵存在拍振,且其产生原因为泵的转速差异。在此基础上,进一步对凝升泵间的振动进行相关分析,识别出附属管线为振动传递路径。     

日本岛根核电厂2003年度运行报告

【日本《每日新闻》2004年5月2日报道】日本中国电力公司最近向岛根县汇报了岛根核电厂2003年度的运行实绩。2003年4月,岛根2号机组(820 MW)反应堆堆芯围板出现裂纹,并连续发生数起故障,因此,其2003年度的设备利用率仅为66.5%,是1989年开始运营以来的最低值。1号机组(460 MW)2003年度的设备利用率为72.1%。中国电力公司称,2号机组2003年度停堆时间长达122天。在从2003年4月开始的定期检修期间,工作人员发现反应堆堆芯围板出现了裂纹,2004年3月,又发生了反应堆安全壳一回路冷却水泄露事故,致使约40多天的发电计划未能实现。1号机组在定期检…