RCPl00反应堆冷却剂循环主泵

反应堆冷却剂循环泵(简称主泵)是压水堆核电站一回路系统中的关键设备,它安装于核电厂的压力壳内,在反应堆与蒸汽发生器之间的冷段管路上,循环该回路中的冷却剂。     

核电厂反应堆冷却剂管道的计算流体力学稳态分析及仪表选型探讨

采用计算流体力学有限元方法,对核电厂压力容器和蒸汽发生器之间反应堆冷却剂管道进行了稳态分析,旨在模拟核电站正常工况下的反应堆冷却剂管道流体状态,为管道测量仪表的选型、设计和制造提供参考,为控制系统的架构提供数据支持。     

核电站反应堆冷却剂系统充排水期间水位监测及优化

核电站反应堆冷却剂系统采用多台变送器测量卸压模式下的反应堆冷却剂系统水位,保证了主控室操纵员能在充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位。现介绍某核电站水位监测的偏差情况,对偏差原因进行分析并提出纠正措施,可供其他同类型核电站借鉴。     

新轴承使核电站运行更稳定

正日前,由哈电集团哈尔滨电气动力装备有限公司完全自主研制的"华龙一号"核电机组反应堆冷却剂泵推力轴承在哈尔滨通过专家评审。反应堆冷却剂泵是核电站回路系统中的重要设备,而轴承则是反应堆冷却剂泵的关键部件,是核电站正常运行的重要保障。以往的金属轴承易磨损,为反应堆冷却剂泵的安全运行带来隐患,同时     

百万千瓦级核电站轴封型主泵研发方案

反应堆冷却剂泵是压水堆核电站一回路系统的关键设备之一,其可靠性直接影响到反应堆的安全运行。文中介绍了我国自主开发的轴封型反应堆冷却剂泵研发项目的必要性和项目总体研发策略,并基于华龙一号项目的设计要求,提出了轴封型主泵的总体技术方案、需要解决的关键技术问题及试验与鉴定项目。     

反应堆冷却剂流量控制研究

为优化反应堆冷却剂流量控制,提出了根据蒸发器蒸汽压力适时地连续改变反应堆冷却剂流量,以维持蒸发器蒸汽压力基本不变的控制策略。建立了被控对象的常微分数学模型,并根据当前实际控制工程领域仍然广泛采用传统PID控制的现状,设计了反应堆功率控制器和冷却剂泵转速控制器,并对其进行了详细阐释。根据蒸汽阀门开度阶跃变化整个闭环系统数值计算结果,确定了控制器参数。     

反应堆冷却剂泵主螺栓的制造、安装和役前检查

介绍了CPR1000堆型核电站核岛反应堆冷却剂泵的主螺栓的制造、安装、役前检查,并对主螺栓现用材料进行了简单介绍。     

CPR1000项目反应堆冷却剂泵电动机轴绝缘降低及恢复

介绍了CPR1000堆型核电站核岛反应堆冷却剂泵电动机轴绝缘丧失原因及相关恢复工艺,可用于指导现场安装和调试期间的绝缘恢复工作。     

TOCE自动焊电弧偏吹的问题及调整方法

正1.概述核电站主冷却剂回路管道(简称主管道)连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主泵,构成一回路压力边界。福清、方家山核电站主回路管道现场的安装施工使用了纯氩保护窄间隙自动焊(TOCE)焊接工艺,以实现缩短建造周期、提高施工质量、降低建造成本的目的。在使用TOCE自动焊工艺进行主管道施工过程中,由于某些5GT位置焊口出现了电弧偏吹的情况,甚至影响了侧壁熔合,对     

百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。     

AP1000蒸汽发生器安装技术

APl000是二环路的1000MWe级压水堆三代核电厂,采用非能动安全设施,与传统的二代压水堆核电技术相比,蒸汽发生器本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进。根据APl000蒸汽发生器自身的特点,并在实践的基础上,对蒸汽发生器的现场安装技术,包括安装准备、现场运输、吊装、核岛安装等进行了介绍和分析,为核电站核蒸汽供应系统主设备的现场运输、吊装和安装提供技术参考。     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

蒸汽发生器传热管衬管技术研究

核电站蒸汽发生器是将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备,其运行的可靠性直接关系着核电站的安全性与经济性。蒸汽发生器传热管的泄漏将导致放射性物质释放到二回路,甚至排放到大气中,造成严重的放射性污染。总结了国外各种衬管技术及其在核电站的实际应用,根据核电站反馈的经验概述了各种衬管技术的优缺点,在此基础上,研究了适用我国实际情况的衬管技术,并进行了试验。该衬管技术融合了液压胀接、钎焊和钨极气体保护焊技术,具有重要的实用意义。     

Dynamic characteristics of reactor core for pipe break and seismic excitations

This paper investigates the dynamic responses of the reactor core for main steam line and economizer feedwater line breaks. The tributary pipe breaks in lieu of main coolant loop breaks are considered because leak-before-break evaluation has provided a technical basis for the elimination of double ended guillotine breaks. This paper also calculates the response of the reactor core due to the motions induced from safe shutdown earthquake and operating basis earthquake. The dynamic responses such as fuel assembly shear force, bending moment and displacement, and spacer grid impact loads are carefully investigated. Also, reported in this paper are the different response characteristics of each pipe break and seismic excitation.     

基于CFX的国内某300MWe级核电站主泵内部流场数值研究

从反应堆冷却剂泵的经济性出发,以国内某300MWe级核电站主泵为对象,利用计算流体技术(CFD)对其内部流场进行了数值研究,以效率为中心,重点分析了主泵叶轮段、导叶体段的速度、压力分布.通过计算9个不同流量点,得到了叶轮段和整个泵段的性能曲线,并根据对比分析结果提出了优化设计方案.     

基于PCA-RBF神经网络的小型压水堆故障诊断方法研究

小型反应堆具有结构紧凑和多用途的特点,受到了国际社会越来越多的关注。传统的基于信号阈值的故障诊断方法越来越无法满足精确性和高效性的要求。本文利用RELAP5软件模拟了小型压水堆不同功率水平下的反应堆稳态,蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)以及冷却剂丧失事故(LOCA),生成了故障诊断所需的样本集。建立了基于PCA-RBF神经网络的故障诊断模型,对不同故障类型、位置和故障程度进行了准确的诊断。最终通过和BP神经网络对比,验证了本文所建立的基于PCA-RBF神经网络的故障诊断模型具有更快的训练速度和诊断精度。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

单相及两相水润滑介质的物性参数获取

核主泵轴承水介质在高温下受热出现两相现象,气液两相对核主泵轴承性能有一定的影响,有必要对单相及两相下水介质物性参数进行研究。研究核主泵轴承工况的水介质物性情况,获取水介质在单相及两相的物性参数。研究结果表明:单相(液相或气相)水介质在一定的压力和温度下,可建立单相水介质密度和黏度随压力和温度的关系或直接查表获得物性参数(密度、黏度);两相水介质物性参数的确定可以采用两相均质混合模型方法进行计算,从液态变成全气态的水介质黏度和密度连续下降至全液态时的1/6。     

百万千瓦级核电厂主泵轴封技术现状及发展趋势

介绍百万千瓦级核电厂主泵流体静压型轴封和流体动压型轴封的工作原理、性能及结构特点,并分析了其中的关键技术,得到了百万千瓦级主泵轴封的技术现状,并对轴封技术的发展趋势作了近期展望。     

温度多变量及燃气流量解耦控制在CS3000中的实现

本文介绍了脱氢反应器和蒸汽过热炉的工艺流程,对脱氢反应器入口温度的多变量控制和蒸汽过热炉燃料气流量控制进行了分析和详细描述,介绍了通过CS3000系统实现解耦控制的方法。