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一、前言
在核能利用的过程中,由于核能利用领域对核安全的高度重视,用于核能领域的设备,其可靠性能作为首要标准而受到应有的足够重视。核电站运行中,如果蒸汽发生器传热管破裂,将导致一回路放射性介质向二回路泄漏,二回路主蒸汽管道破裂和汽轮机甩负荷等电站极限工况发生。为控制此类事故,降低事故造成的损失,在主蒸汽管路上都设置有主蒸汽快关隔离阀,对于主蒸汽快关隔离阀基本的技术参数要求有如下。 相似文献
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对核电站用两种主蒸汽隔离阀的结构、系统、性能、运行和可检修性进行了分析和比较,为主蒸汽隔离阀的选型提供了参考。 相似文献
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主蒸汽隔离阀及其驱动装置是保障核电站安全运行的重要设备,其动作性能关系到核电站的安全。为此,提出了一种基于联合仿真的主蒸汽隔离阀驱动装置动作性能优化研究方法,分析了各工况下的动作性能指标与影响参数,揭示了氮气压力对动作性能指标的影响规律,给出了一种动作性能优化模型及算例,得到了最佳动作性能随氮气压力变化的曲线,计算结果可为主蒸汽隔离阀驱动装置的国产化研发和工程实际优化应用提供参考。 相似文献
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针对田湾核电站主蒸汽快速隔离阀的电磁先导阀无法开启的故障问题,对电磁先导阀的弹簧力、电磁执行机构的电磁力等方面因素进行了全面的分析。通过直动式电磁铁静态特性试验获取了电磁执行机构的电磁力与工作气隙的关系,结合电磁先导阀机械行程与电磁执行机构行程匹配设定方法、电磁执行机构的温升特性以及环境温度,对电磁执行机构工作性能影响进行了多方面的改进试验,并进行了改进后的温升试验及额定工况的运行试验验证。研究结果表明:通过减小电磁执行机构工作气隙和降低电磁执行机构工作温度,电磁先导阀的开启可靠性得了到大幅提高,改进后的电磁先导阀未再出现无法开启或开启一段时间后意外关闭故障。 相似文献
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通过在主蒸汽释放系统隔离阀中应用以可靠性为中心的维修(RMC)方法,识别出该设备的所有失效模式,尽快判断出灾害性的失效,在设计时采取措施降低或者避免事故发生的频率。 相似文献
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核电站水压试验泵工作原理及轴封泄漏异常处理 总被引:1,自引:0,他引:1
水压试验泵是压水堆核电站的重要核安全设备,作者通过现场检修运行实践,对该设备的工作原理作了简介,并对运行中出现的轴封泄漏异常进行了原因分析,产生这一现象的原因是V形密封圈磨损和下游逆止阀、隔离阀不严共同造成的,并据此提出了相应解决措施,消除了泄漏异常。 相似文献
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介绍了中核苏阀科技实业股份有限公司自主研制的压水堆核电厂主蒸汽隔离阀的技术研究概要,阐述了气液驱动式主蒸汽隔离阀的研制技术难点与相应的解决思路,同时重点介绍样机研制实践与ASME QME-1鉴定试验情况。 相似文献
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《流体机械》2019,(12):39-44
目前核级阀抗震评估领域极少关注激励与阀门响应的动态特性。以国产主蒸汽隔离阀及其邻近部分管道为研究对象,利用三角级数叠加法反演了其所在楼层加速度谱的人工时程波,通过PSD函数分析振动波的频率成分,并分别利用反应谱法、时程分析法计算其地震响应。结果表明:楼层振动不同于地面震动,主要振动频带为0~10 Hz;主蒸汽隔离阀管系相对响应频率集中在其基频附近,主蒸汽隔离阀受载接近于单频;约束与较大的相对运动是管系产生较高应力的主要原因,管系响应对激励频率成分的敏感性远大于对幅值的敏感性。本文采用动力法进行主蒸汽隔离阀管系抗震分析,可为更大口径主蒸汽隔离阀的设计提供指导。 相似文献
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蒸汽发生器作为核电站核岛内部关键设备之一,承接着一回路与二回路热量交换与回路隔离的任务,是确保核电安全运行的核心设备之一。近几年随着核电站数量不断增多以及规模不断增大,其安全问题成为了人们关注的一个焦点问题。以蒸汽发生器制造和检修过程中无损检测技术为研究对象,针对无损检测方法应用途径做出总结,希望能够为相关工作人员提供一些参考依据。 相似文献
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本文旨在研究核级气动隔离阀在运行过程中所需的力矩大小。通过对隔离阀的结构和工作原理进行分析,获得隔离阀在关闭状态且满足低泄漏量要求时其所需的力矩计算公式;通过模拟实际运营工况场景进行仿真分析计算,获取隔离阀在运行过程中不同角度下所需的力矩。最后通过实验测试不同风速和压力下隔离阀的力矩大小,并通过抗震试验验证隔离阀所选配执行机构其输出力矩的正确性。理论计算所得到的力矩需求曲线与试验曲线吻合较好,验证了采用理论计算的有效性和准确性。本文的研究结果对于隔离阀的设计和选型具有重要参考价值,可以节省试验成本,节约试验时间,提高工作效率。 相似文献
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