AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。     

AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究

三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。     

蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。     

AP1000核电厂自清洁式主泵Canopy密封环现场焊接质量控制

AP1000反应堆冷却剂主泵采用带有高惯性飞轮的屏蔽泵,依靠辅助叶轮提供循环冷却水实现自身清洁、润滑、密封与冷却功能,在设计寿命60年内免维修。Canopy密封环焊缝作为主泵安装移动部件与泵壳之间的焊缝,起着对主泵内部循环冷却水密封的作用。本文对Canopy密封环焊缝焊接工艺评定、型式试验,以及现场安装焊接过程控制、无损检测等方面的质量控制进行论述,以保证AP1000主泵现场安装焊接的安全、质量与进度。     

核电厂蒸汽发生器锥体焊缝超声波检测技术研究

介绍了核电厂蒸汽发生器（SG）筒体与锥体对接环焊缝超声检查技术。通过声束角度的修正及声程定位法解决了SG锥体斜面扫查时缺陷定位的问题,并推导出缺陷定位的计算公式。对比2种不同声学特性材料的声速变化导致探头角度的变化及信号在深度方向上位置的变化,通过调整声速对发现的信号进行分析,确定该信号由焊缝结构产生,并解决了由于标准试块与参考试块声速的不同,导致缺陷深度方向上定位存在的误差问题。      

AP1000蒸汽发生器制造难点分析

通过总结浙江三门核电站在建的全球首台AP1000核电机组蒸汽发生器制造过程中所遇到的部分制造难题,简要分析其制造要点,为后续AP1000核岛主设备国内制造提供借鉴和参考。     

AP1000反应堆主泵屏蔽套制造工艺浅析

简要地从材料、成形、焊接、热处理几个方面对我国引进的第三代核电站AP1000反应堆主泵屏蔽套的制造工艺进行了浅析,阐明了在屏蔽套制造过程中应该注意的问题,对于实现我国反应堆主泵的国产化具有一定的积极意义。     

蒸汽发生器换热管流量分配及其对核主泵入口流场的影响

为研究蒸汽发生器（SG）换热管流量分配及其对反应堆冷却剂泵（RCP）入口流场的影响,进行了蒸汽发生器的缩尺模型冷态实验,并以实验获得的数据为SG下封头的入流条件,对SG下封头进行数值建模,并采用计算流体力学（CFD）方法对其进行了三维流场计算。结果表明:SG换热管存在较严重的流量分配不均,SG入口管会对其所正对部分的换热管的流量分配产生较大影响,使该部分流量增大,即形成高速区,而高速区周围会形成相对的低速区甚至回流区;在小流量时,换热管的沿程损失将对换热管的流量分配起主导作用;SG换热管内的不均匀流量分配会使SG出口管处的轴向速度更加紊乱,即在核主泵入口产生更加严重的入流畸变。      

核主泵转子屏蔽套热套装理论与实验研究

转子屏蔽套是AP1000核主泵的关键部件之一,转子屏蔽套的热套装是其制造和装配过程中最为关键的工序。文章首先对转子屏蔽套的热套装工艺进行了理论分析,指出了影响转子屏蔽套热套装的主要因素,分析了原有热套装工艺失败的原因,并针对原有热套装工艺的不足,提出了相应的改进措施。开展了转子屏蔽套热套装实验,实验结果表明,采用改进的热套装工艺,可以延长转子屏蔽套的热套装时间,降低了热套装的难度,提高了转子屏蔽套的热套装成功率。     

核电厂反应堆冷却剂泵飞轮的超声波检测

反应堆冷却剂泵飞轮键槽是易损部位,要求役前及在役检查阶段对其进行超声波检查。重点介绍了反应堆冷却剂泵飞轮检测的范围,以及一种组合式探头的设计应用、检查实施、信号分析等。该超声波技术符合规程要求。提出一种新的针对主泵飞轮的超声波检查方式,该检查方式具有更高的检查灵敏度。     

提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。     

基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测

为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均（ARIMA）和长短期记忆（LSTM）神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步预测,以根均方误差（RMSE）为指标对预测精度进行评估。结果表明,所建立的ARIMA和LSTM神经网络组合模型能够对主泵的状态进行准确的预测和追踪,并且组合模型的预测精度要优于ARIMA和LSTM单一模型,尤其在多步预测中,组合模型的优势更加明显。      

核电厂主泵轴振异常分析

为解决某核电厂主泵轴振报警问题，对异常现象进行了原因诊断和现场验证。采用对比分析、频谱分析、轴心轨迹分析方法对主泵轴振异常进行研究。分析表明:泵轴振动大于电机轴振动，相同位置测点在水平面内2个不同方向振动基本相当。电机轴Y向振动异常为电缆屏蔽层损坏导致，振动传感器线缆安装宜使用如麻绳等较为软质的材料进行绑扎固定。泵轴振动异常为泵轴存在较大涡动和较高基频成分引起。在泵轴出现较明显的涡动现象时，可提高轴封水抑制泵轴的涡动，以降低泵轴振动。      

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

核电高效紧凑新型蒸汽发生器设计研究

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流式预热器和泥渣收集器,并改进设计了小型双级叶片汽水分离器。计算和分析表明,ZH-J60型SG提高了SG自然循环倍率,提升了整机功率重量比、出口蒸汽品质和运行可靠性,完全满足并在部分关键参数上超过第三代压水堆核电厂SG的水平。     

Steam Generator control in Nuclear Power Plants by water mass inventory

Control of water mass inventory in Nuclear Steam Generators is important to insure sufficient cooling of the nuclear reactor. Since downcomer water level is measurable, and a reasonable indication of water mass inventory near steady-state, conventional feedwater control system designs attempt to maintain downcomer water level within a relatively narrow operational band. However, downcomer water level can temporarily react in a reverse manner to water mass inventory changes, commonly known as shrink and swell effects. These complications are accentuated during start-up or low power conditions. As a result, automatic or manual control of water level is difficult and can lead to high reactor trip rates.This paper introduces a new feedwater control strategy for Nuclear Steam Generators. The new method directly controls water mass inventory instead of downcomer water level, eliminating complications from shrink and swell all together. However, water mass inventory is not measurable, requiring an online estimator to provide a mass inventory signal based on measurable plant parameters. Since the thermal-hydraulic response of a Steam Generator is highly nonlinear, a linear state-observer is not feasible. In addition, difficulties in obtaining flow regime and density information within the Steam Generator make an estimator based on analytical methods impractical at this time.This work employs a water mass estimator based on feedforward neural networks. By properly choosing and training the neural network, mass signals can be obtained which are suitable for stable, closed-loop water mass inventory control. Theoretical analysis and simulation results show that water mass control can significantly improve the operation and safety of Nuclear Steam Generators.     

数字化核电厂反应堆冷却剂温度测量通道校准试验研究

介绍反应堆冷却剂温度测量通道校准(TP RCP63)试验的内容,分析数字化技术对核电厂TP RCP63试验的影响,着重论述与模拟技术核电厂相比存在的变化与问题,并提出采用数字化技术后核电厂TP RCP63试验中温差、平均温度加法器系数以及温度信号的校准设计方案。