压水堆核电站一回路冷却剂系统可靠性分析

压水堆核电站一回路冷却剂系统运行中存在主泵、稳压器等设备随时间失效的情况,继而会带来系统稳定性问题.根据一回路冷却剂运行特点,针对一回路主泵、稳压器、蒸汽发生器和阀门等设备,开展压水堆核电站一回路冷却剂系统可靠性研究,利用适合处理时间相关性的GO-FLOW法建立冷却剂系统的模型,对压水堆核电站一回路冷却剂系统进行可靠性分析.分析结果对于压水堆核电站一回路冷却剂系统的可靠运行提供了研究基础,对核电站安全运行具有一定的指导意义.     

1000MW压水堆核电机组一回路充排水过程中水位测量仪表偏差分析

应用流体力学中关于管道流动阻力的理论,分析1000MW压水堆核电机组在常温常压下一回路排水过程中水位的变化情况,找出水位偏差大的原因,并提出解决这一问题的措施。     

316Ti不锈钢高温高压长期均匀腐蚀研究

在模拟压水堆一回路水条件下,用静态高压釜对316Ti不锈钢进行了1680 h的腐蚀考验,对氧化膜进行了宏观和微观分析,对均匀腐蚀和均匀腐蚀速率进行了定量评估.结果表明:316Ti不锈钢在短时间内(14 d)没有形成致密氧化膜,而是氧化膜的溶解,导致失重急剧增加.经过70 d高温高压腐蚀试验,316Ti表面形成了双层氧化膜结构,最靠近基体的为细小致密氧化物,颗粒直径为200～300 nm之间,为富铬镍贫铁氧化物层;在小颗粒氧化物之上稀疏分布着直径为0.5～1.6 μm的大颗粒,形状为立方体形和多边形,为富铁贫铬镍氧化物层,大颗粒氧化物的Ti含量也高于基体.致密细小氧化物膜具有极强的耐蚀性,腐蚀失重速率先是大幅增加,然后逐渐降低.经过1680 h后,其腐蚀失重速率降为9.78×10-5 mg/(dm2·h).316Ti具有较强的长期抗一回路高温硼锂水化学腐蚀性能.     

船用核蒸汽发生装置稳态运行特性研究

对于船用压水堆核动力装置,在保持一回路冷却剂平均温度恒定的基础上,使蒸汽发生器一次侧冷却剂流量随传负荷变化,有可能实现蒸汽发生器运行压力恒定。本文探讨了冷却剂流量变化对蒸汽发生器传热特性的影响,讨论了实现双恒定运行方式所存在的几个问题。     

热电联产压水堆核电机组解耦控制

为了在运核电站进行热电联产改造时，保证原有系统和供热系统之间的协调稳定控制，本文针对某压水堆核电机组热电联产改造后的解耦控制进行研究。采用主蒸汽抽汽的方案搭建对象模型，通过辨识方法得到各子系统传递函数。利用相对增益矩阵方法进行各子系统间的耦合性分析，采用单位阵解耦法设计解耦器，并基于Matlab/Simulink仿真平台进行验证。结果表明：设计的解耦控制器对热电联产改造后的系统可以取得较好的解耦效果，实现了一回路系统、二回路系统和供热系统的协调稳定控制。本文对其他类型核电机组热电联产后协调稳定控制系统的设计具有参考价值。     

压水堆核电站二回路的水汽质量

介绍了压水堆核电站1 000 MW机组二回路水汽质量的高控制标准,并与火力发电机组的水汽质量控制标准进行了对比.还介绍了保证压水堆核电站二回路水汽质量的措施.     

基于ATHLET软件与仿真机系统对压水堆热管段小破口失水事故的分析

为避免反应堆在一回路小破口失水事故下,堆芯因不充分冷却而发生融化事故和放射性的外泄,利用大亚湾1 000 MW核电站仿真机系统对压水堆主冷却剂系统热管段小破口失水事故进行计算分析。通过实验数据分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势,并将分析结果与ATHLET软件模拟情况的参数变化相比较,以此来验证仿真机系统能否精确地对热管段小破口事故进行仿真机模拟,同时为分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势提供数据参考。     

压水堆核电站核功率控制模式的优化

分析了核反应堆反应性控制的3种方法,以及压水堆核电站核功率的4种控制模式.对压水堆核电站核功率控制技术的发展优化趋势提出了看法:随着电网对核电站负荷跟踪要求的提高,控制棒方法将继续强化,可燃毒物棒方法有变革的潜力,化学溶剂的控制比例将会进一步减少.     

核动力装置一回路冷却剂受海洋条件影响的数学模型

提出了核动力装置一回路冷却剂的流动受海洋条件影响的数学模型。此模型是研究海洋条件影响一回路热工水力特性的基础。     

怒江源区那曲河水化学特征的多元统计分析

探讨自然背景条件下河流水化学特征对于流域管理和保护具有重要意义。那曲河流域是怒江源区,受到人类活动的影响较小,以2018年8月采集的那曲河干流及主要支流的河水样品为例,应用描述性统计、聚类分析、因子分析等多元统计分析方法,研究了那曲河流域河流的水化学特征及主离子来源。结果表明:①那曲河流域河水呈弱碱性,河水TDS含量的变化范围为120.00～512.00 mg/L,平均值为232.92 mg/L。②那曲河流域河水阳离子浓度均值由大到小的顺序为Ca~(2+)、Na~+、Mg~(2+)、K~+,阴离子浓度均值由大到小的顺序为HCO~-_3、SO■、Cl~-。③那曲河干流中游的水化学类型为重碳酸盐类-镁组,龚曲干流的水化学类型为硫酸盐类-钙组,那曲河干流的上游与下游以及其他支流的水化学类型为重碳酸盐类-钙组。④那曲河流域河流的水化学特征控制机制以岩石风化为主。⑤那曲河干流上游与那曲河干流中下游以及那曲河支流的水化学特征差异较大。     

船用核动力装置双恒定运行方案控制策略研究

船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂、文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RETRAN-02程序分别对主机快速升负荷、主机甩负荷和主机全速正倒车等工况下核蒸汽供应系统的热工水力瞬态过程进行分析．计算结果表明,装置负荷在20％～100％额定满功率范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定,并满足反应堆热工安全性的要求．     

900MW压水堆负荷跟踪的建模与仿真

分析了压水堆核电厂系统的组成及工作原理,建立了压水堆芯负荷跟踪的的微分时域模型,通过该微分方程进一步推导了状态空间模型.基于状态空间模型和某核电厂的运行参数数据,求解了压水堆负荷跟踪的传递函数,并根据压水堆自调自稳特性对仿真模型进行了验证.结果表明,所建模型是合理的.     

双恒定运行方式下船用压水堆的稳态热工安全分析

船用核动力装置采用双恒定运行方式，能够有效改善装置的运行特性，本文采用单通道模型，对某型核动力装置在双恒定运行方式下的反应堆稳态热工水力特性进行了分析。计算结果表明，研究对象采用双恒定运行方式，其反应堆能够满足热工安全准则的要求。     

国华台山电厂百万机组给水控制策略

本文主要介绍台山电厂二期给水自动控制的策略,即基于中间点焓值校正的控制动态燃水比值的给水自动控制系统,并根据给水自动逻辑图分析给水焓值控制回路、水流量基本指令回路、防水冷壁管出口温度越限回路、过热器减温水流量校正回路。     

压水堆核电站结构材料的腐蚀行为研究进展

利用具有高品质、高效率的核电能源对有效促进我国能源结构转型具有重大意义,保障核电站的安全运行是发展核电的基础和重点。由于核电站结构材料在相关水环境中极易受到腐蚀而影响核电站的安全运行,因此对这些设备材料的腐蚀行为开展深入研究尤为重要。本文以目前国内外使用率最高的堆型压水堆（PWR）核电站为重点,综述其结构材料在运行过程中常见的一些腐蚀类型,重点分析应力腐蚀、点蚀、电偶腐蚀的特征、机理及影响因素,并对PWR核电结构材料的发展趋势进行展望。     

串抗耦合对10kV并联电容器组合闸暂态的影响分析

从串联电抗器的实际安装运行条件出发,建立电路模型,对10kV并联电容器组合闸的过渡过程进行理论分析和仿真计算,提出合闸时断路器故障与过电流和过电压相关的结论。