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。     

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。     

秦山第二核电厂蒸汽发生器液位控制系统PID参数整定

基于核电厂SimPort仿真平台构建了秦山第二核电厂I号机组蒸汽发生器液位控制系统仿真模型,在该仿真模型上进行了各种工况下的瞬态仿真实验和研究,获得了液位控制系统PID参数的整定值,其中液位控制器的Kp=4．25,T1=425s,TD=10s;流量控制器的KP=1．0,T1=13s。这些参数整定值与实际值基本一致,可供工程技术人员参考。     

秦山第二核电厂1、2号机组压力容器辐照脆化监督

秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管试样均有一定的辐照强化和脆化效应,韧脆转变温度有不同程度的上升,但均低于FIS公式预测值。综合评价认为:2个机组压力容器材料的辐照脆化效应均处于较低水平。     

秦山第二核电厂升/降负荷时硼化稀释量计算

为控制反应堆堆芯轴向功率分布形状和补偿反应性的变化,核电厂在升/降负荷过程中除了需要调节控制棒插入深度,同时还需要调节慢化剂中的硼浓度。为了快速准确地计算升/降负荷过程中的稀释硼化量,本文利用MATLAB程序中的SIMULINK模块,建立了一个反应堆在升/降负荷情况下的硼化稀释计算模型。并与实际生产中的稀释硼化数据进行了比对,采用所建立模型的预测结果与实测数据偏差较小,最大相对误差为5.21%。     

机组从 100% 满功率甩负荷到厂用电运行的核电站瞬态分析

以大亚湾核电站为参考,采用动态仿真和一、二回路闭环的模拟方法,对核电站正常运行中的重要瞬态--机组从100%满功率甩负荷到厂用电运行进行瞬态分析,给出了影响瞬态进程的因素。     

百万千瓦级核电厂电网故障甩负荷到厂用电瞬态研究

在核电厂机组运行时，如果母线断路器找开，机组与外电网失去连接，交流发电机继续向机组厂用设备供电，该瞬态称为甩负荷到厂用电，由于电网故障的原因。机组保护系统自动找开母线断路器，称为电网故障甩负荷。甩负荷到厂用电运行可以提高机组的可用性和运行的安全性。本文采用CATIA2－A程序分析了百万千瓦级核电厂在电网故障导致甩负荷到厂用电运行的瞬态变化，由于寿期初、末的反应性系数不同，会导致中子通量峰值的不同，从而决定了瞬态能否成功。     

汽轮机跳闸反应堆不停堆试验瞬态分析与设计优化

田湾核电站一期工程2台机组在调试期间共进行了8次汽轮机跳闸反应堆不停堆试验,由于首次采用混合式2号低压加热器及全数字化仪控系统,试验阶段发现了一些问题并进行了设计优化。本文重点介绍了田湾核电站1号机组100%FP功率平台的汽轮机跳闸反应堆不停堆试验情况,包括试验目的,验收准则和试验的实施;详细分析了试验过程中瞬态现象及调节系统的响应情况;综合分析了1、2号机组历次停机试验发现的问题及设计优化方案。     

秦山第二核电厂大修期间场所弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂多次大修期间,对泵类设备、反应堆换料水池、蒸汽发生器、阀门类设备的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。这些设备表面主要沉积的是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、¹²⁴Sb、⁵⁹Fe、⁵⁷Co和^110mAg等放射性核素,发射的β射线能量主要在100 keV~500 keV范围内。给出了所监测设备表面的$\dot{H}$·^*(10)、$\dot{H}$·′(0.07)和$\dot{H}$·′(3)值,3种泵类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.31±0.09,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为7.8±0.4;蒸汽发生器热端衬板和冷端衬板的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.40±0.20,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为15.1±3.2;4种阀门类设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.32±0.17,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)的平均值为14.6±3.5;堆芯水池和换料水池的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为1.29±0.10,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)平均值为8.5±1.1。所有弱贯穿调查设备的$\dot{H}$·′(3)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为1.32±0.12,$\dot{H}$·′(0.07)/$\dot{H}$·^*(10)总体平均值为11.4±4.1。结合测量结果,建议主泵、余排泵、蒸汽发生器检修人员和换料水池去污人员,开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测。     

秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析

通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。     

日本敦贺核电厂3、4号机组建造准备工程开始

20【日本《每日新闻》2004年7月2日报道】 2004年7月2日,日本敦贺核电厂3、4号机组的建造准备工程开始,目前进行的主要工作是对地基工程及整个建造工程进行测量。 敦贺3、4号机组的建造准备工程将先进行为期2周的陆地与海上测量,随后将从7月下旬开始进行地基工程的先期 “投石”作业。 敦贺3、4号机组建造工程总费用为7700亿日元。日本核电公司称,“希望充分利用当地大型建设公司”,当天开始的准备工程就有数家敦贺县的公司参加。 敦贺3、4号机组将在建造准备工程完成后于2009年进行主体工程建设,两台机组预计将分别于2014年3月和2015年3月…     

核电厂汽轮机功率背压特性分析

文章采用通用计算法对某核电厂投标厂家所提供的汽轮机功率背压特性曲线进行了校核分析。通过功率背压特性曲线的分析对比,论证该核电厂汽轮机冷端优化,判断在该核电厂现有厂址条件下汽轮发电机组投标方案中凝汽器面积设置的合理性。     

核电厂汽轮机蒸汽系统管道焊缝缺陷分析与改进

核电厂汽轮机蒸汽系统管道处于整个常规岛的核心位置,这其中不仅包括大厚壁管道,也包括薄壁大管径管道,还有不锈钢及异种钢管道,焊接难度大。通过对福清核电2~#机组相应管道焊缝的缺陷分析,可从减小管道组对错边、加强坡口加工质量、控制焊接过程中的技术参数、改变不利的焊缝形式以及加强焊工的管理等方面进行改进,并应用到了福清核电3~#机组相应管线的焊接,得到了良好的效果。     

秦山第二核电厂2号压力容器接管安全端焊接接头相关问题的核安全管理

本文阐述了国家核安全局对秦山第二核电厂2号压力容器接管安全端焊接接头相关问题审评监督工作的主要工作阶段、各阶段的审评监督内容、管理要求，取得的主要成果、问题出现的原因及经验教训等。     

福岛第一核电厂5号和6号机组即将退役

正【世界核新闻网站2013年12月18日报道】东京电力公司(TEPCO)已证实,福岛第一核电厂在2011年3月的核事故中未受损的2台机组(即5号和6号机组)即将退役。它们将被用作全尺寸试验模型,用于试验在检测和清理该电厂4台受损机组时所需的技术。5号和6号机组位于受损的1~4号机组以北约200米。在2011年3月发生地震和     

巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组开工

【美国《核新闻》2005年6月刊报道】巴基斯坦总理战略计划顾问阿什法克·艾哈迈德(Ishfaq Ahmad)在4月8日恰希玛核电厂2号机组的动工仪式上表示:“我们的核电计划随时准备扩大,以满足国民经济加速发展的需要。”恰希玛1号是一座由中国提供的300MWe压水堆,2000年9月投入运行。艾哈迈德称,正是1号机组的高实绩水平为订购2号机组铺平了道路,希望将来继续建设更多台机组。巴基斯坦原子能委员会(PAEC)主席巴特(Parvez Butt)表示,PAEC已经在过去34年中证明它有能力高效并安全地运行核电厂。他说,恰希玛1号机组正在以95%的容量因子安全地运行…     

概率安全分析得初步结果表明瑞典的奥斯卡港2号机组有严重问题

【美国《核子周刊》 1998年 5月 7日刊第 5页报道】　审管人员说 ,对瑞典奥斯卡港 2号机组概率安全分析 (PSA)得出的初步结果表明 ,它存在严重问题。他们认为对巴舍拜克 1号和 2号机组进行 PSA也会得出类似的结果。这些 PSA结果表明 ,造成此 6 0 0 MW沸水堆堆芯损坏的严重事故的可能性在 10 -3和 10 -4 之间。但是 ,审管人员告戒说 ,这些结果只是初步的。瑞典核动力检查局 (SKI)的一名系统工程师和 PSA专家 Christer Karlsson对《核子周刊》说 :“我认为这是个严重问题 ,但我认为这些分析结果有很大的不确定性。”SKI电厂安全负责…     

海阳核电1号机组汽轮机控制和保护系统仪控调试

通过调试检验汽轮机控制和保护系统的设计、制造、安装质量,使汽轮机控制和保护系统(TCPS)达到在线监测数据准确、保护动作正确、自动控制可靠的安全运行条件,满足汽轮机安全运行需要。为后续AP1000同类核电机组TCPS的顺利调试累积宝贵经验。     

福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价

地震是核电厂主要外部灾害之一,地震风险评估对于核电厂的安全评价具有重要的价值。抗震裕量评价(SMA)是开展核电厂地震灾害风险分析的重要方法之一,其目的是为了判断核电厂的抗震设计能力相对于设计基准地震的抗震裕量,找出核电厂的抗震薄弱环节,提高核电厂的抗震能力。本文针对福建福清核电厂1、2号机组进行抗震裕量评价,分析表明电力支持系统和一回路辅助管道的抗震能力相对薄弱,是导致核电厂抗震能力薄弱的主要原因,电力支持系统和一回路辅助管道需进一步提高其抗震能力,且核电厂需考虑编制地震应急规程。