秦山核电站蒸汽发生器的氦质谱检漏技术

介绍了核电站蒸汽发生器管子-管板焊缝的氦质谱检漏及总漏率测试方法的研究及为提高检测灵敏度所采取的措施。获得了单管检漏的系统最小可检灵敏度为10~(-8).L/s;总漏率测试系统的灵敏度为10~(-7)Pa.L/s的好结果。为核电站蒸汽发生器建造质量的鉴测提供了可靠的技术保证,也为大容器压力设备的检漏提供了好的方法。     

氦检漏技术在核电站蒸发器传热管密封性试验中的应用

蒸汽发生器传热管氦检漏技术,是20世纪80年代法国电力公司(EDF)开发的一种用于检测蒸汽发生器传热管密封性能的新技术,目前该技术已应用于EDF旗下核电站的蒸汽发生器。但是国内某核电站所用的60F型蒸汽发生器在结构上存在差异,本文以该型蒸汽发生器实施的氦检漏试验为例,简要介绍了蒸汽发生器氦检漏的工作原理和步骤、详细描述了该型蒸汽发生器结构上的差异,以及试验过程中出现的问题;总结提炼了相应的解决方法,为同型蒸汽发生器传热管密封性试验提供了经验。     

核电站蒸汽发生器数字化仪表与控制对象实时仿真系统技术研究

采用U型管蒸汽发生器动态特性分析数学模型,研制开发了核电站蒸汽发生器实时仿真系统。该系统与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于为核电站数字化仪表与控制(I&C)开发提供仿真对象及进一步控制方案研究。运用该系统对蒸汽发生器变工况进行了计算,所得结果与核电站仿真机的计算结果符合较好,为核电站仪表与控制(I&C)系统数字化开发提供了理论依据。     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

制备~(125)I的堆照循环回路模拟系统调试

利用中国先进研究堆(CARR)辐照制备~(125)I的循环回路为全封闭的不锈钢细长管路系统。在入堆安装使用前,需对系统进行严格的调试实验,并测试系统的密封性,使其满足设计要求。本研究根据CARR的场所条件要求,设计~(125)I制备循环回路模拟系统并进行调试,包括真空调试和氙气充气收气实验。采用长管路分段调试验证系统真空度并测定真空泄漏率;系统安装调试合格后,充入不同压力的天然氙气进行循环回收模拟实验。结果表明,设计的~(125)I循环回路系统为细长多弯曲管路,系统密封性好,经氦质谱检漏测定值小于10-6 Pa·m~3/s;天然氙气在系统中的导气实验结果表明,回收时间约为120s,符合堆照生产~(125)I的要求。实验结果证实了系统入堆安装调试的可行性,可为建立反应堆辐照制备~(125)I回路系统提供参考。     

核电站仪控系统数字化开发仿真测试技术研究

在核电站应用数字化仪表与控制 (I&C)取代模拟 I&C 系统,已成为必然的发展趋势。本文分析了核电站全范围模拟机的蒸汽发生器数学模型,研制开发独立的核电站蒸汽发生器实时仿真系统,并与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于数字化仪控系统改造提供仿真对象及进一步控制方案研究。在仿真过程中,除了仿真模型之外,其他的硬件和软件由真实的控制系统构成。不但为核电站仪表与控制 (I&C)系统数字化开发提供理论分析,也为今后现场调试工作创造有利条件。     

核电站蒸汽发生器泄漏监测——氮-16辐射监测仪概述

蒸汽发生器是压水堆核电站核蒸汽供应系统的主要设备之一,对蒸汽发生器传热管进行泄漏监测关系到核电站的安全和经济运行。介绍了用于蒸汽发生器泄漏监测的氮-16辐射监测仪的概况、工作原理、系统组成等。     

核电站蒸汽发生器的检修

蒸汽发生器的可靠性是影响核电站经济运行的因素之一。不考虑检修工作本身的花费,就是由于蒸汽发生器损坏所造成的停电损失也是很大的。根据国外的资料,蒸汽发生器的平均价格约为10美元/千瓦(电),因为停堆赔偿电能方面的损失费可达0.01美元/(千瓦·小时)或者还要高些。由此可见,为检修蒸汽发生器传热管而停堆1000小时的耗资将等于该反应堆所有蒸汽发生器的价值。     

蒸汽发生器传热管氦检漏定量定位技术分析及验证

蒸汽发生器传热管氦检漏是核电厂蒸汽发生器重要检查项目.本文针对蒸汽发生器传热管氦检漏漏点定量定位分析提出了一套算法理论,并通过试验平台进行试验,验证了算法的准确性,为漏点分析提供了可靠的理论依据.     

核电厂卧式蒸汽发生器热工性能的计算和分析

文章基于卧式蒸汽发生器的工作原理及内部结构特点,建立了卧式蒸汽发生器数学物理模型,开发了针对卧式蒸汽发生器的热工水力程序。基于在役核电站卧式蒸汽发生器的设计参数,对程序进行了校核。该程序可以用来研究卧式蒸汽发生器内主要热工参数的分布情况,为卧式蒸汽发生器设计、安全分析提供指导;也可以根据在役核电站的历史运行数据对蒸汽发生器现阶段热性能进行分析评定,对蒸汽发生器一段时间内的热性能进行预测,为蒸汽发生器的运行、检修以及更换提供依据。     

316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-6)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-));Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

316NG不锈钢和合金800在含有硫酸盐及氯化物的高温水中应力腐蚀破裂(英文)

用SSRT方法研究秦山PWR核电站主管道焊接的316不锈钢和蒸汽发生器传热管Incoloy-800合金的应力腐蚀破裂行为,应变速率均为4.2×10~(-60)/s。316SS的试验温度为315℃,介质为模拟离子交换树脂热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppmSO_4~(2-);Incoloy-800的试验温度为270℃,介质为模拟离子交换树脂的热分解产物的酸性硫酸盐溶液(几个ppm至1000ppm SO_4~(2-))以及硫酸盐和氯化物组合的溶液(1000ppm SO_4~(2-),2～1000ppm Cl~-)。结果表明,316SS在上述介质中对穿晶应力腐蚀破裂敏感,Incoloy-800合金在上述介质中对应力腐蚀破裂不敏感。     

压水堆蒸汽发生器的改进和试验研究

一、前言压水堆蒸汽发生器是连接一、二回路的枢纽,提高其安全可靠性对于提高整个压水堆核电站的安全可靠性和运转率具有十分重要的意义.三菱公司自从得到美国西屋公司的许可,设计、制造美滨2号机组(日本产第一台核电站机组)的蒸汽发生器以来,不断总结国内外核电站运行经验,为提高蒸汽发生器的安全可靠性进行了大量的试验研究.本文将介绍三菱公司对蒸汽发生器的改进和主要试验研究成果.     

英国一核电机组的蒸汽发生器管子泄漏

【美国《核子周刊》 1 998年 1月 1 5日刊报道】　英国最老的运行中的商用核电站(有 4套机组的科尔德霍尔镁诺克斯型核电站 )的 3号机组于 1月 4日停机 ,因为汽水从一根蒸汽发生器的管子漏入到一回路冷却剂气体中。气体排放使空气中的硫 - 35超过“正常水平”。该核电站经理 Peter Gallie说 ,英国核燃料公司 (BNFL )“大约每两年”就要经历一次这种蒸汽发生器管子泄漏事故 ,这种频度至今没有变化。他说 ,这种情况在任何一座电站的蒸汽发生器系统中都会有发生科尔德霍尔事件的结果是来自二回路的蒸汽进入主气体冷却剂回路。虽然开始时蒸汽…     

立式和卧式蒸汽发生器传热管在役检查技术

美国立式蒸汽发生器传热管在役检查技术与经验。在役检查要求美国核电站技术规格书(USNRC 1981)规定了压水堆核电站蒸汽发生器传热管的在役检查要求(取样规模和频率)，核电站在首次在役检查中接受检查的蒸汽发生器传热管的数量取决于该电站中蒸汽发生器的数目和是否对这些管子进行过役前检查．在随后的检查中每次检查一台待查的蒸汽发生器，进行轮流安排．     

基于LMIs的核电站蒸汽发生器水位控制策略研究

核电站蒸汽发生器水位常因多种干扰而具有不确定性,因此传统线性水位控制系统较难满足核电站运行要求。针对具有一定不确定性的核电站蒸汽发生器水位模型,根据其特性,借助线性矩阵不等式(LMIs)设计状态反馈H^∞控制器、基于极点配置的H^∞控制器以及H^∞跟踪控制器。在不同稳定工作点下通过仿真试验对上述控制器的效果进行验证和比较,得出了不同稳定工作点下控制策略的特性。     

蒸汽发生器液压胀接保压时间及拉脱力的研究

蒸汽发生器是核电站的核心设备,若在正常工作中发生泄漏,将影响整个核动力装置的稳定性和安全性。蒸汽发生器中管板和换热管的连接主要靠液压胀接来完成,液压胀接处最容易发生泄漏,针对蒸汽发生器液压胀接的研究变得至关重要。本文进行了胀接试验及拉脱力试验,确定了合理的保压时间。对胀接过程进行有限元分析,研究了不同厚度管板的残余接触压力,并给出蒸汽发生器拉脱力的理论计算公式。结果表明,保压时间应控制在6~8s,蒸汽发生器拉脱力的计算应使用修正后的公式。     

恰西玛核电站蒸汽发生器海运过程中的结构动力分析

描述了恰西玛核电站(CHASNUPP)蒸汽发生器海运过程中的结构动力学问题。包括蒸汽发生器的简化数学模型,海浪引起的随机载荷加速度功率谱,承受随机载荷的蒸汽发     

核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。     

恰西玛核电站蒸汽发生器海运过程中的结构动力分析

描述了恰西玛核电站(CHASNUPP)蒸汽发生器海运过程中的结构动力学问题。包括蒸汽发生器的简化数学模型,海浪引起的随机载荷加速度功率谱,承受随机载荷的蒸汽发生器结构动力分析,采用的计算机程序和计算结果。