百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护改进

针对百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护提出改进方案,即在低温水密实状态下调低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值,由稳压器安全阀和余热排出系统(RRA)安全阀一起对反应堆冷却剂系统(RCP)提供双重的低温超压保护。RRA正常运行时由RRA安全阀提供超压保护,如果RRA安全阀因隔离而不可用,则由稳压器安全阀提供后备的超压保护。分析结果表明,稳压器安全阀可以在低温水密实状态下对RCP提供有效的超压保护,从而确保RCP压力边界的完整性。     

大亚湾核电站DEG冷水机组改造与优化

根据承接的大亚湾核电站DEG制冷机更换改造工程,介绍了大亚湾核电站DEG冷水机组改造的原因,核岛冷冻水系统的主要功能和关键设备冷水机组的主要技术参数,DEG系统改造方案,结合核电站的运行经验反馈,详细阐述了冷冻水系统和机组的设计优化,经过改造后的实际运行,检验了此次改造的成果。此次改造的实施保证了核电站的安全运行并为电站创造了可观的经济效益。     

核电厂最终热阱冷冻水系统研究

针对特殊地域环境下可能出现的重要厂用水系统(SEC)夏季水温过热的现象,提出了核电厂SEC系统采用机械通风冷却塔二次循环冷却方式及采用直流冷却方式下最终热阱冷冻水系统的选取方案,并对方案进行对比,确定最终热阱冷冻水系统采用板式热交换器的方式。通过理论分析,给出采用板式热交换器方式时冷冻水系统制冷量的确定方法。     

AP1000 DWS系统供水设计问题分析及改进研究

文章对三门核电1号机组除盐水输送和储存系统(DWS系统)在系统向用户供水时出现的问题进行分析,并提出了三种改造方案,通过分析三种方案的可行性及优缺点,提出了机组运行期间改造的建议,为核电厂DWS系统的调试、运行及后期工程提供了参考和借鉴。     

某三代核电站电气厂房冷冻水系统功能与布置设计

为确保核电厂的主控室、电气厂房控制柜间内的DCS设备、应急硼注入系统及中、低压安注泵的正常运行以及主控室操作人员的可居留性,需合理布置电气厂房冷冻水的管道和设备。本文介绍了电气厂房冷冻水系统的设计研发过程,详细分析了其系统功能。通过对设备和管道布置的功能性、可靠性、可操作性和经济性等布置原则的分析,完成了系统设备和管道的布置,为核电站的安全运行提供可靠的保障。     

CPY核电厂低温超压保护改进的研究

法国CPY核电厂的双重低温超压保护,即在一回路满水的冷停堆工况下,降低稳压器先导式安全阀的开启/关闭压力整定值,在余热排出系统(RRA)正常运行时由RRA安全阀提供低温超压保护,在RRA因破口或误操作隔离时,则由降低了开启/关闭压力整定值的稳压器安全阀提供低温超压保护。低温超压的瞬态模拟和应力分析的结果显示降低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值能够在低温冷停堆状态下为反应堆冷却剂系统(RCP)提供有效的超压保护,避免反应堆压力容器出现脆性断裂,确保一回路压力边界的结构完整性。     

核电厂安全阀维修策略优化研究

目前国内部分核电厂已安全运行十年以上,进入了运行中期阶段,其系统和设备取得了丰富的运行经验和数据积累。现有安全阀维修策略是基于早期的设计经验和设计阶段概率安全评价(PSA)的分析假设。这些假设在很大程度上未反映已运行核电厂的实际运行经验和反馈,以及当前科技发展带来的设备可靠性提高等因素。本文将采用以可靠性为中心的维修(RCM)分析方法针对进入运行中期的核电厂安全阀设备进行维修策略的优化研究。     

正向FTF方法在核级先导式安全阀故障分析中的应用

在研究故障模式、影响及危害性分析法(FMECA)、故障树分析法(FTA)特点的基础上,通过FMECA与FTA之间的相互关系,提出了一种用于核级先导式安全阀故障分析的正向FTF分析方法。该方法既考虑了产品中每个功能故障模式及影响,又考虑了硬件、软件、人为和环境等因素以及多重故障的综合影响。利用该方法对安全阀的故障进行了定性分析,确定了安全阀系统的重要故障模式和可能引发安全阀重要故障的关键零部件。     

冷冻水进入对循环冷却水系统的腐蚀影响及对策

秦山核电三厂循环冷却水(RCW)系统和冷冻水系统使用不同的缓蚀剂。现场化学分析表明,采用亚硝酸盐系缓蚀剂的冷冻水漏入采用联氨/氢氧化锂作为缓蚀剂的RCW系统时会使水中铁含量有比较显著的增加。本文通过对RCW系统亚硝酸盐上升的原因以及亚硝酸盐上升后对系统产生的影响进行分析,提出可采取的纠正措施。结合实验室及现场试验,认为虽然冷冻水中的亚硝酸盐对RCW系统的腐蚀超过了正常运行的腐蚀速率,但腐蚀处于可接受范围,最终得出了现阶段可采用通过系统的自然补、排水降低杂质离子浓度的方法缓解腐蚀问题。从电厂的长期运行考虑,建议在适当的时候更换冷冻水缓蚀剂,彻底解决冷冻水漏入对RCW系统产生的腐蚀影响。     

安全阀水动力特性的CFD模拟和研究

运用计算流体动力学方法(CFD)对安全阀从开启到排放过程进行数值模拟,研究了安全阀的动态特性.通过动网格的生成与消亡,较好地解决了因阀瓣运动所导致计算区域瞬时变化问题.并以弹簧直接载荷式安全阀为对象,研究了不同阀前静压力下的弹簧开度、泄流量及阀芯所受轴向力变化等特性,获得了安全阀内部流场分布.模拟结果表明,应用CFD技术对安全阀动态过程的模拟,将为研究安全阀水动力特性提供一种有力工具.     

1OMW高温气冷实验堆氦气安全阀的设计与性能试验

10Mw高温气冷实验堆(HTR-10)一回路安全泄放系统安装了两台核一级氦气安全阀,对反应堆一回路进行超压保护,是保证HTR-10安全的重要设备之一.本文介绍了氦气安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并按相关规范要求对其性能进行了实验验证.结果表明,安全阀的性能满足设计要求.     

CEPR核电厂辐射监测系统的设计特点和工程实践

介绍了台山核电厂第3代中国先进压水堆(CEPR)机组辐射监测系统(KRT)设备选型、区域γ监测点的布置以及内外部供电方案的设计特点。为了便于KRT的运行和维修,提出了切实可行的仪控架构工程改造方案。     

秦山第二核电厂1&2号机组主蒸汽安全阀改进分析

秦山第二核电厂12号机组拟将其加能助动式主蒸汽安全阀改为弹簧加载式安全阀。通过比对秦山第二核电厂34号机组主蒸汽安全阀设计,提出了12号机组主蒸汽安全阀改进方案,即第1组阀门采用弹簧加载式并调整开启整定值,并从机械设计、仪控设计和安全分析等方面论证了该方案的可行性。新的改进方案在保证安全的前提下,简化了设计,大幅减少了工程投入,同时降低了系统和控制逻辑复杂化后带来的潜在停堆风险的增加。     

大型发电机励磁系统改造方案设计及选型

提高发电机励磁系统的设计水平,对保证发电机组及电网的安全可靠运行有着十分重要的意义。本文针对三机无刷励磁系统,从系统设计、设备选型等角度出发,提出了某650 MW核电机组发电机励磁系统改造的整体配置方案,对关键元器件及设备的选型进行了详细分析及计算,为发电机励磁系统改造提供了借鉴,对大型发电机组励磁系统的设计具有参考作用。     

10MW高温气冷实验堆氦气安全阀的设计与性能试验

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)一回路安全泄放系统安装了两台核一级氦气安全阀，对反应堆一回路进行超压保护，是保证HTR-10安全的重要设备之一。本文介绍了氦气安全阀的设计要求、结构特点及性能要求，并按相关规范要求对其性能进行了实验验证。结果表明，安全阀的性能满足设计要求。     

岭澳二期电气厂房冷冻水系统设计改进

电气厂房冷冻水系统(DEL)作为安全相关系统(DCS/DVC)的支持系统,若DEL系统丧失,将会导致DVC和DCS系统不可用,而DCS设备的不可用,将直接导致核电机组的安全操作不能正常进行,核电机组的安全状态不能监视,这样将会使整个电站处于非受控状态,更为严重的后果将是可能会因此而引发核安全事故。因此,DEL系统的丧失是不可接受的,DEL系统的可靠性将直接影响到DCS设备运行的安全性、可靠性以及主控室的可居留性。对DEL系统的设计优化以及消防改进,对DEL管道布置产生了巨大的影响。根据厂房的实际情况和厂房设计的通用原则,重新布置,新增了设备、管道、支架及其附件,同时进行力学计算,以确保系统的优化设计的实施。改进后的电气厂房冷冻水系统保证了正常运行、SSE、H1工况、LOCA工况期间及事故以后对相关通风系统的有效支持,进而为核电站的运行提供了可靠的安全保障。     

基于数字化系统的核电厂主控室手操器改造方案研究与实践

大亚湾核电站仪控系统以模拟电子技术为基础,计划在30 a大修期间进行数字化改造,期间将对一层模拟系统进行全面数字化改造,二层人-机接口设备仍沿用主控室硬手操器控制。根据市场调研情况初步确定了四种基于数字化系统的手操器改造方案,最终考虑功能一致性、产品可靠性、技术可行性、开发成本、输入/输出（I/O）信号分配效率、应用反馈等多方面因素确定了开发新手操器并通过标准I/O板件接口的整体改造方案,该方案能够实现手操器与改造后数字化系统的最优接口,有效提升I/O板件通道利用效率,同时通过丰富的软件算法块功能和数字化系统故障诊断功能,增加了执行机构手自动无扰切换及过程信号质量位强制切手动等改进措施,有效提升了机组设备控制的可靠性和稳定性,也为同类数字化改造项目提供了重要参考方案。     

CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。     

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽（或水）排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明：ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。     

大温差冷冻水系统在核电厂中的应用研究

文章从运行能耗、核电厂核岛厂房布置及初投资三方面分析核岛厂房内空调冷冻水系统采用大温差设计的意义。在理论分析的基础上,通过公式推导计算,探讨大温差冷冻水系统相对于常规冷冻水系统在运行节能方面的优势。结合低温送风技术分析大温差技术对降低核电厂空调系统的初投资和改善核岛厂房布置的重要意义。