在断开一台主循环泵时,ВВЭР-1000反应堆的工作特点

据《Тяжепоемащиностроение》2010年8月号报道,按照ВВЭР-1000型压水堆的设计和运行条件,反应堆在与工作中的主循环泵功率相适应的功率级情况下,允许断开具有3～4台同时工作的主循环泵中的一台泵。     

低温堆负荷跟踪控制研究

目的：“燕龙”池式低温供热堆是一种专门用于供热的核能系统,它运行在敞口的低温低压条件下,其运行控制具有特殊性,为保证供热品质,需寻求一种能够匹配热网负荷的反应堆运行控制模式。方法：本文基于Matlab/Simulink仿真平台,建立了反应堆各传热系统以及热网模型,提出了一种负荷跟踪的供热控制模式并进行仿真研究。结果：仿真结果表明,该模式能够跟踪热网负荷的变化来控制反应堆功率,还能够根据热力公司的调度值,使反应堆的供水出口温度跟踪调度值的变化。同时,能够将用户室内温度控制在16.94～19.79℃的范围之间,用户采暖体验良好。而且在经济节能的层面上,该模式相较传统基荷运行的供热模式具有一定的优势。结论：因此,本文所提出的控制方法能够满足热网对供热品质的要求,并为燕龙的供热控制系统设计提供了一定的参考。     

AP1000频率控制运行模式的分析和研究

AP1000的设计考虑了参与电网调频的需要,提供了负荷跟踪模式。当电厂处于负荷调节模式时,电厂控制系统会利用反应堆自稳定的特性来抑制调频过程中的瞬态,预防不必要的控制棒频繁动作,从而避免了设备的疲劳损伤。通过对负荷调节模式设计特点的研究,详细分析了这种运行模式对电厂控制系统所造成的影响。     

AP1000核电关键设备的制造特点及国产化

AP1000作为第三代先进压水反应堆,与标准的第二代反应堆相比,其中部分核岛关键设备具有明显的变化,一些关键技术还处于试验阶段,国内制造厂家缺乏相关的制造技术和经验,给设备的国产化带来了巨大困难。通过对AP1000先进压水堆设备的制造特点进行分析,可以加深对第三代先进压水堆技术的了解,明确设备制造的难点以及国产化面临的一些问题,促进设备制造工作的顺利开展。     

轻水堆核电站的原理与应用前景

从五十年代第一座核电站诞生以来,全球核电发展很快,核电技术不断完善,出现各种类型的反应堆,如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨堆、气冷堆及快中子堆等。本文对以轻水(H_2O)作为慢化剂和载热剂的轻水反应堆(包括压水堆和沸水堆)核电站作简要介绍。 一、压水堆工作原理 众所周知,核电站是利用核裂变反应释放的核能来发电的。压水堆核电站一般由核蒸汽供应系统(即一回路系统)和汽轮发电机系统(即二回路系统)组成。其中汽轮机系统部份也称为“常规岛”,它与火电站相类似。核蒸汽供应系统也称为“核岛”,这是与火电站不同的地方,主要由压水反应堆、蒸汽发生器、主泵、稳压器和冷却剂管道等组成(见图)。 压水堆是由压力壳、堆芯、堆芯支撑构件及控制棒驱动机构组成,在900兆瓦功率的压水堆中,压力壳高12米,直径3.9米,壁厚200mm,壳中的堆芯是由157个燃料组件构成,约80吨二氧化铀。燃料缉件不仅装有核燃料芯块,而且在不同位置装有一些控制棒,它     

核汽轮机运行经验

一、前言从建造第一台小型气冷反应堆的核电站开始,阿尔斯通即参加了核动力建设。1957年在法国Marcoule核电站首次发电。随后几年在法国建造了11台石墨/气反应堆,其中一台提供给西班牙。但是,在60年代和70年代,法国还建造了原型70兆瓦重水堆,众所周知的250兆瓦Phenix快中子增殖堆,以及300兆瓦压水堆(PWR)。阿尔斯通给这些电站共提供了19台核汽轮机。 60年代和70年代主要致力于评价这些核电站工业的运行情况。由于采用技术和经济标准,使法国最终采用压水堆技术。Ardennes地区的Chooz电站于1967年投运,它是法国最早的核电站。Tihange电站是继Chooz电站之后的第二个压水堆电站,其输出功率已达1000兆瓦,然     

DEH控制系统功能分析

通过分析DEH控制系统基本功能,成功推广汽轮机电液控制系统在各行各业中的应用。重点讲述了DEH控制系统最重要的2个功能,即DEH转速控制系统和DEH功率控制系统。转速控制系统详细介绍DEH操作步骤,功率控制系统详细介绍开环控制和闭环控制的工作原理,使用户可以熟练操作DEH控制系统。     

基于恒功率控制的并网模式下微源逆变器控制系统设计

并网模式下,微网中的分布式电源通常采用恒功率控制。鉴于控制系统中滤波参数和PI控制参数的选取是影响系统输出效果的一个重要因素,而隔离变压器是并网的关键环节,为此给出了具体的PQ控制系统设计方案,期望在实现微源恒功率控制的同时获得较好的输出波形和动静态响应。最后结合实例进行了相关参数的计算和选取,并进行了仿真实验,从而验证了该控制系统设计的有效性与合理性。     

风力发电系统大范围功率可调控制研究

为了从机械侧和电气侧深度管理负荷,分析了现有变速变桨风力发电系统(WTGS)的运行特性,提出在额定风速以下,通过桨距角控制和发电机控制联合调节进行限功率跟踪,给出了变速变桨等多自由度运行模式下的解耦协调控制策略;考虑限功率跟踪与最大功率跟踪的兼容性,建立了WTGS全工况下大范围功率可调的整体控制策略;采用PID增益调度技术,结合非线性测度指标减少工况点划分数量,基于T-S模糊逻辑定义增益调度算法,完成WTGS全工况控制系统的设计.针对2MW容量WTGS的一般非线性模型,在额定风速以下完成了功率跟踪仿真实验.结果表明:该大范围功率可调控制系统能够实现对功率调度值的良好跟踪,使WTGS具备了全面的负荷管理能力.     

球床模块式核电机组非核蒸汽冲转可行性分析

基于球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)核电机组汽轮机冲转过程中的综合热平衡分析计算,对反应堆启动前利用一回路蓄热及二回路辅助蒸汽供汽两种冲转方式的可行性进行了分析,结果表明:二回路给水依次经一回路蓄热和辅助锅炉蒸汽换热后,所产生的蒸汽参数能够满足汽轮机机组的冲转需求。该研究结果对HTR-PM核电机组利用非核蒸汽实现首次冲转提供了一定的参考依据。     

快堆核电蒸汽管道疏水系统的设计研究

[目的]快堆核电厂蒸汽参数有别于常规火电厂和压水堆核电厂,因此有必要对蒸汽管道的疏水系统设计进行研究.[方法]结合常规火电厂和压水堆核电厂的设计经验,对蒸汽管道的疏水系统从系统配置和控制策略等方面进行梳理和研究.[结果]基于上述分析的结果、并针对快堆蒸汽系统的特点,提出了适用于快堆核电厂疏水系统的优化设计方案.[结论]...     

集成小型堆和可再生能源的超临界CO2循环发电系统

  [目的]  小型模块化压水堆(小型堆)核电站由于温度参数低,其发电效率不到30%,为了提高小型堆的核能利用效率,可将小型堆与可再生能源组合,并以先进的超临界CO₂循环作为热能转换为电能的装置。  [方法]  基于简单回热模式的超临界CO₂循环,并在此基础上增加一次间冷和一次再热,将小型堆与太阳能、生物质能热源集成为新型混合发电系统,对其发电效率进行了分析。  [结果]  结果表明:对于高压透平入口温度390 ℃的系统,发电效率34.13%,对于高压透平入口温度550 ℃的系统,发电效率41.22%。此外,对系统的安全性分析表明:CO₂本身是具备核安全属性的工质,并且超临界CO₂循环还可以作为反应堆的非能动余热排出系统,确保在严重事故工况下,反应堆持续排出衰变热。  [结论]  集成小型堆和可再生能源的超临界CO₂循环发电系统具备良好的发电效率和核安全性。     

压水堆核电机组稳压器比例喷雾阀选型分析

[目的]稳压器比例喷雾阀是压水堆核电机组的关键阀门之一,是电站系统中唯一的核安全1级控制阀,掌握该阀门的技术特点对于工程实践和该阀门的自主化研发具有指导意义.[方法]基于国内压水堆核电机组所用的两种典型结构——气动V型球芯式比例喷雾阀和电磁驱动角式比例喷雾阀,从结构设计、工作原理及运行维护等方面进行对比分析.[结果]经...     

压水堆核电机组热力系统炯损分布的矩阵算法

基于火（用）分析法和矩阵算法,建立了压水堆核电机组热力系统的通用火（用）损分布矩阵方程,并以某900MW压水堆核电机组为例进行了计算分析,得到了额定工况下热力系统及设备的焖损分布规律．结果表明：反应堆的焖损失最大,占核能总火（用）的50．85％,其次为汽轮发电机、蒸汽发生器和凝汽器,分别占核能总火（用）的6．17％、3．2％和2．55％;矩阵方程较常规火（用）分析法具有构造简单、矩阵元素填写法则简便、物理意义明确和规律性强等优点;利用该方程便于开发出相应的计算程序,进而为核电机组节能潜力挖掘和故障诊断提供依据．     

压水堆核电站工业供汽系统技术可行性研究

目的  为研究压水堆核电站为周边工业区提供工业用蒸汽的技术可行性。 方法  以某1 000 MW压水堆核电厂主蒸汽为热源,为周边提供工业蒸汽需求量300 t/h,蒸汽压力为1.8 MPa,蒸汽温度为250 ℃为例,论证了利用压水堆核电站二回路蒸汽加热工业用水产生满足工业需求的蒸汽转换系统的技术可行性。从热力学第一定律和第二定律理论出发,设计了该系统的工艺流程,计算了系统中关键换热设备的热力参数。 结果  得出热源疏水温度的合理值为65 ℃,如疏水温度低于60 ℃,在二级预热器中将出现热源温度低于工业水温度的情况,将违背热力学第二定律。 结论  研究成果可为压水堆核电站工业供汽提供技术参考。     

PCS系统作用下的安全壳内部大气流动与传热行为研究

先进压水堆核电厂普遍设有非能动安全系统以导出事故后安全壳内部热量,俄罗斯AES-2006型反应堆采用了开式自然循环回路的非能动安全壳冷却系统(PCS),对该类PCS系统作用下的安全壳内部大气流动与传热行为进行了数值模拟研究。研究结果表明,PCS系统下部的安全壳区域存在着由于冷凝作用产生的气体流动,PCS系统以上的安全壳区域的气体流动相对滞止;水蒸汽质量和温度在高度方向上呈层状分布,水平方向上则分布均匀;在计算时间段内,PCS系统的冷凝速率维持在了一个相对恒定的数值。本文的研究有助于国内自主先进压水堆PCS系统的研发设计。     

Hydrogen production via steam-methane reforming in a SOMBRERO fusion breeder with ceramic fuel particles

In the present study, hydrogen production potential of SOlid Moving BREeder ReactOr (SOMBRERO) fusion reactor and heat recovery of this system is investigated. The original SOMBRERO fusion reactor has a 1000 MWe KrF laser-driven IFE power plant. This reactors fusion power is 2677 MW and total thermal power is 2891 MW. The blanket is divided into three breeding zone and these breeding zones have different C, Li₂O and ceramic fuel particles. One-dimensional neutronic calculations of SOMBRERO fusion reactor have been performed by using XSDRNPM/SCALE4.4a neutron transport code. Steam Methane Reforming (SMR) method is used for large-scale hydrogen production and heat recovery of waste heat is analyzed. The numerical results show that the considered SOMBRERO fusion reactor has a good neutronic performance as well as the high hydrogen production potential with heat recovery of SMR process.     

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具研发与应用

目的  为克服反应堆保护系统调试技术存在的不足,以提高反应堆保护系统调试效率和质量。 方法  设计了一套专用于高温气冷堆示范工程反应堆保护系统的自动化调试工具。该工具采用了先进的技术,能够自动化地完成反应堆保护系统的调试,可以大大提高调试效率和质量。 结果  阐述了高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具的研发与应用,介绍了调试工具的研发过程、难点及内容,以及信号输出、信号采集、数据处理、信息显示等自动调试功能的设计思路、实现方式及成果,经过高温气冷堆示范工程反应堆保护系统功能和性能验证方面的实际调试与应用。在调试过程中,该工具能够快速准确地发现和解决问题,证明了该工具的有效性和可用性。 结论  自动化调试工具可以提高反应堆保护系统调试的效率和质量,提高了反应堆保护系统的可靠性和安全性。同时,还需要继续研究和改进自动化调试工具,以适应反应堆保护系统不同的调试需求。     

核电站电磁驱动型稳压器喷淋阀设计综述

[目的]电磁驱动型稳压器喷淋阀是压水堆核电机组的关键阀门之一,实现该阀门的自主化研发对于核电建设具有重要意义.[方法]文章从电磁驱动型稳压器喷淋阀的系统功能需求和技术参数要求出发,简要介绍了自主研发的电磁驱动型稳压器喷淋阀的整机结构、比例电磁铁、中置热防护装置、阀位信号检测与输出装置及先导式阀芯调节系统的结构设计等.[...     

内陆AP1000放射性废液处理工艺改进分析

为满足内陆核电厂放射性废液排放标准,在分析AP1000放射性废液来源和放射性废液处理系统的基础上,结合目前国内外成熟的放射性废液处理工艺,提出了“絮凝沉淀＋过滤＋CsTreat?＋离子交换”为主的处理工艺,并对改进工艺进行了可行性评价,该改进工艺可为内陆核电厂放射性废液处理系统设计提供借鉴。