压水堆核电厂阻尼器布置优化研究

阻尼器广泛应用于压水堆核电厂核岛厂房内的设备和管道上,由于机械阻尼器存在容易卡死及液压阻尼器存在液压油与密封件老化问题,实施阻尼器的优化可以大大减少阻尼器检查、试验、维修费用,同时提高了机组运行的安全性。随着设计规范修订或升版,抗震分析方法也在不断优化,文中以主蒸汽系统(VVP)管线为分析对象,应用不同抗震分析方法,实现对现有管线上布置的阻尼器进行优化,并对计算结果进行比较分析。结果表明,采用新版USNRC管理导则RG1.61-2007方法和RCC-M规范(2007版)方法进行抗震分析,能够对现有管线上布置的阻尼器进行削减优化,优化效果显著。     

气动调节阀的日常维护与定期维护

气动调节阀的日常维护与定期维护气动调节阀具有结构简单、动作可靠等特点，因它直接与工艺介质接触，其性能直接影响系统质量和环境污染，所以必须重视调节阀的日常维护与定期维护。现将有关维护内容介绍如下。１日常维护日常维护在日常巡回检查中进行，每班不少于一次，...     

压水堆核电厂乏燃料水池控制系统改进设计

基于DCS系统进行某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池冷却能力提升项目控制系统设计,实现新增冷却回路在循环净化、RRA备用、乏燃料水池冷却等工况下的设备控制、状态监控、故障报警功能,增加乏燃料水池冷却系统的运行灵活性和冷却能力冗余度,保证乏燃料的安全存储.     

压水堆核电厂乏燃料转运系统工艺分析

介绍了CPR1000、EPR和AP1000核电厂乏燃料转运系统工艺,基于《放射性物质安全运输规定》,对其安全性能进行了分析,并对系统复杂性进行了对比,可为设计者提供参考。     

压水堆核电厂主蒸汽隔离阀技术研究

介绍了中核苏阀科技实业股份有限公司自主研制的压水堆核电厂主蒸汽隔离阀的技术研究概要,阐述了气液驱动式主蒸汽隔离阀的研制技术难点与相应的解决思路,同时重点介绍样机研制实践与ASME QME-1鉴定试验情况。     

压水堆核电厂反应堆堆顶高温原因分析及改进

2007至2008年期间,国内某压水堆核电厂反应堆堆顶温度高,控制棒棒位监测线圈绝缘层融化流出.经分析各种故障原因,最终通过改善循环冷却系统结构设计,提高了冷源风量及风压,改善了反应堆堆顶通风,有效降低了 EMA堆顶温度,提高了设备安全性.     

压水堆核电厂控制棒驱动轴脱扣工具故障分析及处理

控制棒驱动轴脱扣工具是压水堆核电厂实现控制棒驱动轴与控制棒之间脱扣、联扣及联扣后控制棒摩擦力试验的重要专属工具,其可靠性直接影响核电厂控制棒驱动轴脱联扣工作的质量和换料大修主线工期,对保障核电厂的核安全和经济性具有重要意义。现对某核电厂控制棒驱动轴脱扣期间脱扣工具出现的故障进行分析,并提出相应的处理措施。     

百万千瓦级压水堆核电厂锻造主管道研制成功

由烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司和中核集团中国核动力研究设计院研制的百万千瓦级压水堆核电厂锻造主管道成果日前进行鉴定,来自国内业界权威评审专家们表示,该成果充分体现了三代核电技术对于主管道产品的自主化设计要求,生产工艺成熟,检测手段完备,质量保证体系有效运行,完全具备了整台套、全流程的生产能力。     

压水堆核电厂稳压器液位和压力控制系统设计

压水堆核电厂稳压器液位控制系统用于维持稳压器液位在给定的程序液位范围内,稳压器压力控制系统用于将反应堆冷却剂系统的冷却剂压力维持在一定范围内。本文描述稳压器液位和压力控制系统的功能。解析这两个控制系统的控制原理和系统特性,以及故障分析。     

大型压水堆核电厂水压试验期间失电分析及应对措施

水压试验用以检验压水堆核电机组第二道安全屏障的严密性,是压水堆核电机组商运前调试试验的重要部分。结合M310核电机组的设计特点和现场经验,从电源可靠性角度对水压试验期间的风险控制进行了讨论,列举了四种可能性较大的失电组合,并针对每种组合制订了相应的应对措施。     

某压水堆核电厂稳压器排放管疲劳分析方法改进

稳压器排放管是某压水堆核电厂最重要的核一级管道之一。因稳压器与三组安全阀之间的U形液封管段存在热分层效应,管线承受显著热交变载荷,疲劳累积使用因子过高。根据RCC-M规范,建立管道局部有限元分析模型,采用"混合分析法"对计算分析方法进行改进。分析结果表明,该管线疲劳累积使用因子可显著降低。     

压水堆核电厂核2级泵的模块化设计

压水堆核电厂核2级泵是一种高资源投入的工程类产品。应用以水力部件为可变有效载荷的模块化设计方法,以产品和设计实例阐明模块化设计的可行性和有效性,对核2级泵提出了开发高效费比的产品的途径。     

百万千瓦级压水堆核电厂锻造主管道成功研制

由中核集团中国核动力研究设计院和烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司研制的百万千瓦级压水堆核电厂锻造主管道成果日前进行鉴定,来自国内业界权威评审专家们表示,该成果充分体现了三代核电技术对于主管道产品的自主化设计要求,生产工艺     

美国压水堆核电厂蒸汽发生器传热管完整性要求探析

核电厂蒸汽发生器传热管的完整性对反应堆的安全运行至关重要.为了确保传热管的完整性,美国核管理委员会采用了基于性能的监管机制.此外还补充了一些规定性要求.该机制认为,传热管的材料根据美国目前使用的管材和热处理工艺共有三种组合,监督要求取决于所用材料的类型.本文概述了确保蒸汽发生器传热管完整性的监管机制,重点介绍了蒸汽发生...     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管的降质问题

核电厂蒸汽发生器传热管的降质将影响到核电厂一回路边界的完整性。通过对蒸汽发生器传热管的降质模式进行分析,并对在役传热管无损检测技术应用以及寿命预测的介绍,从而针对产生的传热管降质的原因,采取相应的防护措施,确保蒸汽发生器传热管的安全运行。     

国内百万千万级压水堆核电厂环吊设计分析

以AP1000、VVER、CPR1000及EPR核电厂环吊为对象,介绍了环吊的功能,梳理了重要的设计参数,分析和比较了设备分级、起升机构布置、检修等主要特点。给出了简化环吊设计、将环吊作为装卸料机备用、设置主钩可旋转功能、制定防单一故障标准、开发严重超载溢防技术等建议。     

如何检修和维护ASAHIAV型气动隔膜调节阀

ASAHI AV型气动隔膜调节阀,是我厂引进日本旭化成公司离子膜制碱装置中的配套仪表之一。它属于弹簧式自动隔膜调节阀。主要由阀体、气缸、气缸盖、隔膜、活塞、反馈弹簧和阀杆等组成,分气关和气开两种作用形式,结构如图1和图2所示。阀体、阀座和隔膜材质是PVDF塑料,所以,它用于调节氯气和其它盐水类介质时,完全可以不必考虑腐蚀性问题,特别适用于化工生产中对于具有腐蚀     

压水堆核电站阀门

阀门是保障核电站安全稳定运行的重要设备,国际上因阀门原因而造成的核电站事故占整个核电站事故的1/4。本文概述了压水堆核电站对阀门的特殊要求、核电站阀门设计要点以及一些主要特殊阀门和普通阀门,提出了我国研制90万kw核电站用阀门的意见。     

压水堆核电厂专设安全系统泵试验管线设计优化

通过解决国内某压水堆核电厂专设安全系统(安全注入系统和安全壳喷淋系统)泵试验管线振动高的工程实例,提出压水堆核电厂专设安全系统泵试验管线设计注意事项,可为电厂工程设计人员解决实际问题提供参考,本文所提的问题和方法对其他具有类似运行工况的大型泵试验管线的设计具有借鉴的意义。     

压水堆核电厂稳压器波动管热分层分析关键技术探讨

压水堆核电厂稳压器波动管(以下简称“波动管”)存在冷热流体分层的现象,影响核电厂的安全运行。针对波动管热分层运行工况存在不确定性的问题,鲜有基于核电厂真实监测数据的分析研究;对于存在热分层的实际运行瞬态,尚缺乏有效的基于设计瞬态参数的包络方法;同时,对于疲劳损伤较为显著的情况,当前基于疲劳裂纹萌生准则的评定方法存在难以满足长寿期安全运行需求的问题。针对上述技术现状,通过调研国内外学者在波动管热分层研究方面的工作,对有限元数值仿真中的网格划分、材料性能设定、边界条件选择、热分层流动仿真和结构应力响应分析技术等内容进行了探讨。同时,对国内某大型压水堆核电厂真实的运行监测数据进行了分析,梳理了基于设计瞬态信息的疲劳损伤包络分析准则和采用疲劳裂纹扩展的损伤容限分析方法。