岭澳核电站二期循环水泵超功率的原因分析与处理

在岭澳核电站二期循环水泵调试期间,发现其存在超功率现象。综合对比了各种处理方案并结合现场的调试进度,优先选择切割叶轮的方法,解决了工程技术问题。     

岭澳核电站二期反应堆核测量相关系统设计

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。     

岭澳核电站二期凝结水处理系统重大技术改进

针对大亚湾和岭澳核电站一期凝结水处理(ATE)系统投运后蒸汽发生器(SG)中SO_4~(2-)明显增高并超标等问题,对岭澳核电站二期ATE系统中的前置阳床和氢型混床的尺寸、布水装置以及离子交换树脂和分离装置等进行了重大的技术改进,提高了混床离子交换的效果,减少了因强酸阳树脂在混床底部溶出硫酸根和碎树脂漏入热力系统,而降解分离出硫酸根进入SG的可能性,确保和改善了SG的水-汽品质.     

大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析

大亚湾核电站和岭澳核电站共4台机组的总循环冷却水量为190 m3/s.自1987年以来,围绕着核电站运行对大亚湾海域的热影响开展了大量的研究工作,包括数学模拟计算、物理模型试验、现场实测以及卫星遥感资料解译等.本文概述了大亚湾海域的水文特征以及两个电站的循环冷却水排放特征,对大亚湾核电站和岭澳核电站运行的实际热影响给出了评估,指出岭澳核电站建设后采用的两电站循环冷却水向东合排方案更加有利于循环冷却水的稀释扩散.     

大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析

大亚湾核电站和岭澳核电站共4台机组的总循环冷却水量为190m^3／s。自1987年以来,围绕着核电站运行对大亚湾海域的热影响开展了大量的研究工作,包括数学模拟计算、物理模型试验、现场实测以及卫星遥感资料解译等。本文概述了大亚湾海域的水文特征以及两个电站的循环冷却水排放特征,对大亚湾核电站和岭澳核电站运行的实际热影响给出了评估,指出岭澳核电站建设后采用的两电站循环冷却水向东合排方案更加有利于循环冷却水的稀释扩散。     

大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析

大亚湾核电站和岭澳核电站共 4台机组的总循环冷却水量为 1 90m3/s。自 1 987年以来 ,围绕着核电站运行对大亚湾海域的热影响开展了大量的研究工作 ,包括数学模拟计算、物理模型试验、现场实测以及卫星遥感资料解译等。本文概述了大亚湾海域的水文特征以及两个电站的循环冷却水排放特征 ,对大亚湾核电站和岭澳核电站运行的实际热影响给出了评估 ,指出岭澳核电站建设后采用的两电站循环冷却水向东合排方案更加有利于循环冷却水的稀释扩散     

大亚湾核电站循环水泵维修策略优化分析

利用以可靠性为中心的维修(RCM)分析方法,优化大亚湾核电站循环水泵的维修策略,给出其全面解体检查周期。优化后的解体检查周期远远超过供货商建议的周期(8 a)和国内外同类设备的周期,可有效节约维修成本,并减少与维修活动相关的人因故障。     

岭澳二期CRF系统循环水泵超功率问题分析与处理

岭澳二期3号机组循环水泵在初次调试启动时,测量数据表明循环水泵超流量、超扬程、超功率。经过分析认为,超流量的原因有:一为系统阻力小,二为泵转速偏高,三为线性比例因子LSF计算偏差。本文对此比选了5个处理方案,最终决定采用切割叶轮的方法进行处理,使之满足合同要求的性能曲线,最后在现场进行性能试验予以再鉴定。     

岭澳核电站二期汽-水分离再热器系统调试运行期间的主要缺陷分析及处理措施

在岭澳核电站二期1号汽轮发电机组(L3)汽-水分离再热器系统(GSS)调试运行过程中,疏水箱的液位测量存在闪发尖峰虚假信号,测量偏差较大。尤其当机组瞬态工况运行时,部分疏水箱的疏水液位无法得到有效控制,对系统疏水的正常调节及保护造成了影响。本文结合L3GSS系统疏水调节及保护特点,对导波雷达液位计的质量、疏水管道布置及疏水调节设计等缺陷进行了深入的分析,并在目前的系统设计基础上提出了改进建议与处理措施。最终的试验结果表明,该处理措施解决了系统的缺陷,可以有效保证机组安全、稳定运行。     

典型泵类失效数据对核燃料循环前端设施的适用性研究

为推动我国在核燃料循环前端设施领域的概率安全评价工作,有必要开展前端设施共有的通用泵类设备的失效频率研究。本文以美国核电领域、美国化工领域和我国核电领域的泵类设备失效频率为参考,通过对不同类型泵的失效模式和失效频率进行比较和分析,提出了我国核燃料循环前端设施泵类设备失效频率的取值建议。研究结果表明,从保守计算角度出发,泵类设备失效频率优先采用美国《工艺设备可靠性数据参考》相应数据;如果我国核燃料循环前端设施安全重要级别的泵类设备的设计规范、加工制造厂商及运行环境与我国核电泵类设备类似,泵类设备失效频率可考虑采用我国《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》相应数据;有必要在我国核燃料循环前端设施尽早启动泵类设备失效原始数据的采样和统计工作,以获得适合我国工程实践的泵类设备失效频率及其置信区间。     

核燃料循环面临的问题与挑战

【英国《国际核工程》2004年11月刊报道】在国际原子能机构(IAEA)第48届大会期间,IAEA于2004年9月21日-22日在维也纳举办了一场主题为"核燃料循环面临的问题与挑战"的科学论坛。共有来自50多个国家和组织的代表参加了此次论坛活动。来自此次论坛的消息表明,目前世界的乏燃料库存量正在不断上升,目前乏燃料的总库存量已达到18万tHM(吨重金属),此外还有8.8万t来自后处理的核废物。核电以     

铅铋合金冷却反应堆内气泡提升泵提升自然循环能力的理论研究

液态金属冷却核反应堆采用气泡提升泵的概念设计来提升堆芯自然循环能力。液态金属和惰性气体两相流动特性显著影响自然循环能力和系统安全性。本工作对铅铋合金冷却反应堆中气泡提升泵提升自然循环能力进行数值模拟研究。基于漂移流模型,采用空泡份额预测模型和摩擦压降预测模型分析了气体质量流量、质量含气率、气泡直径、上升管道高度对气泡提升泵提升自然循环能力的影响。结果表明：泡状流区域中,对于给定的气体质量流量,随着充入气泡直径减小,自然循环能力呈增加趋势。在泡状流、弹状流、乳状流和环状流等流型中,随着气体质量流量、质量含气率增加,自然循环能力先增大后减小。随着上升管道高度增加,自然循环流量增大。可见,流动参数显著影响堆芯热工水力特性。现有工作有助于优化带有气泡提升泵的自然循环冷却系统设计。     

核电厂立式泵电机多故障耦合振动问题的处理

某核电厂立式水泵配套电机存在两径向方向振动差异大、启机后振动缓慢上升的振动现象,为解决该问题,本文利用频谱分析、固有频率分析、相位分析等方法进行故障诊断,判断出该配套电机存在结构共振、转子热弯曲、动不平衡的耦合问题,并最终通过调整螺栓及现场动平衡方法成功解决了振动问题。      

核电用国产化ASG汽动辅助给水泵喘振跳泵问题的分析及处理

核电用ASG汽动辅助给水泵系某集团首次引入的国产化设备,在某核电机组热试阶段,4号汽动辅助给水泵(5ASG004PO)启动后,出现转速异常大幅度波动最终导致喘振跳泵问题,同时伴有泵流量、出口压力、振动等参数的大幅异常波动,作为核电专设安全设施,为解决这一重大问题,并提高设备的可靠性,历经一阶段热试、返厂试验、二阶段热试等三大节点一系列试验,最终找到了PID各参数、调节阀动作的灵活度、气动执行机构的稳定性、流量放大器的灵敏度等对喘振的较大影响及规律,并通过对PID各参数的优化,解决了喘振跳泵问题,最终顺利通过了15次不同流量、不同时间间隔、不同启动方式的启动试验的考核。