基于概率分析的核电传热管降质失效评估方法研究

发展核电是国家能源安全战略的重要组成部分，核电安全是对核电事业发展的最基本要求。依据核电传热管的检测历史数据和专家数据，利用全概率理论和Bayes公式提出了对传热管降质完整性评估的概率计算方法。通过对应力腐蚀、疲劳损伤等影响因素的分析，实现了在不同应力腐蚀和疲劳损伤条件下对传热管降质分布的概率计算。该评估方法可以将多个影响因素共同作用的复杂问题，简化为单个影响因素的逐一修正问题，简化了计算和处理方法。该方法可为核电蒸汽发生器传热管的降质概率评估提供借鉴。     

核技术在环境保护三废治理中的应用

新形势下国家大力开展环境污染治理,若要打赢污染治理的攻坚战,营造一个和谐生态健康的生活环境,达到环境保护的实质性目的,就需要注重污染治理新技术的研发,其中核技术作为现代化高新技术的主要代表,在环境保护和治理工作中发挥出巨大的作用和优势。鉴于此,文章重点就核技术在环境保护三废治理中的应用进行介绍分析。     

核电厂应急监测计划的关键问题及探讨

应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。     

核电厂凝汽器管束模块内流动及换热特性数值分析

针对国内某核电厂凝汽器钛管变形问题，采用多相流动CFD方法开展凝汽器内部管束模块不同工况下的流动和换热特性分析，采用有限元分析局部钛管受力情况。研究结果表明，凝汽器在冬季临停工况下，空冷区将结冰；机组启动时，在凝汽器内部流场力及重力作用下冰体运动而损伤钛管，造成凝汽器空冷区周边钛管大规模变形。      

以“华龙一号”工程建设为依托 加快推进中国核电标准体系建设

未来5年是我国核电标准体系建设的窗口期和机遇期,坚持以需求为导向、以现有标准为基础,依托"华龙一号"工程,建立健全一套自主权威、先进适用的标准体系,对推动"华龙一号"工程、技术和装备"走出去"具有重要意义。     

660 MW塔式燃煤锅炉高温再热器管壁超温诊断及运行优化

针对某电厂660 MW塔式燃煤锅炉投产后出现再热蒸汽两侧偏差大、再热器管壁易超温导致额定负荷下的再热蒸汽无法达到设计值的问题,以该电厂1号锅炉为研究对象,通过比较燃烧器摆角整体摆动、单个角摆动和磨煤机组合方式对高温再热器管壁温度的影响特性,摸索出了影响再热器管壁温度的规律,通过对每个角燃烧器摆角区别化设置,基本消除了再热蒸汽两侧偏差和管壁超温的现象,再热蒸汽温度也达到了设计值:660 MW负荷下,在再热器管壁温度不超温的前提下,再热蒸汽两侧的偏差由调整前的8.5℃降低至1.6℃;再热蒸汽温度平均值由608.9℃提升至619.3℃。     

基于核主元分析法的核电厂设备状态监测技术研究

为解决核电厂传统监测手段的局限性，提出将核主元分析法（KPCA）引入核电厂设备在线监测领域中，并设计了监测模型建设方法以及在线监测策略。为验证算法的有效性，将其应用在国内某核电机组电动主给水泵的真实监测案例中。仿真结果表明，KPCA算法可适应核电厂设备监测的要求，能比现有阈值监测手段提供更为早期的故障预警。同时，相比于常规的主元分析法（PCA），KPCA算法能够提取各变量之间的非线性关系，识别出设备不同的运行模式，有效减少误报警。      

变压器长期充氮存放的微观变化过程研究及质量控制

介绍了长时间充氮存放的变压器的处理过程,分析了氮气中的微水对绝缘性能的影响、绝缘材料老化降解、空腔及气泡形成等微观变化过程。基于实际工程案例,通过试验数据对比,验证了微观分析的正确性以及采取措施的有效性,为后续变压器的充氮存放管理提供了借鉴。     

1 000 MW超超临界机组锅炉再热蒸汽温度优化调整试验

针对某电厂1 000 MW超超临界机组3号、4号锅炉再热蒸汽温度偏低的问题(额定负荷下,两台机组再热蒸汽温度统计平均值分别为599. 8和603. 4℃,额定值为623℃),研究了燃烧器拉杆、燃尽风挡板开度、整体配风方式和运行氧量等因素的调整对锅炉再热蒸汽温度的影响。研究表明:锅炉再热器管壁温度与燃烧器配风方式存在相关性,通过燃烧器(燃尽风)拉杆和燃尽风门挡板区别化配风方式的优化调整,降低了再热器管壁温度,再热蒸汽温度均能达到616. 9℃,调整效果显著。