基于声发射技术的蒸汽发生器传热管点腐蚀研究

蒸汽发生器传热管的腐蚀是影响核动力装置安全运行的重要问题之一,传热管的腐蚀以点腐蚀的危害最为常见。利用声发射仪器,对蒸汽发生器传热管进行腐蚀实验时的信号进行采集和分析,并对腐蚀点进行了准确定位。实验结果表明,传热管的点腐蚀经历3个阶段:发展期、平稳期和迅速发展期。声发射技术能比其它任何无损检测方法更早地发现传热管腐蚀损伤,可对蒸汽发生器的安全和运行情况进行在线实时监测,具有重要的意义。     

蒸汽发生器传热管失效分析及防护措施

蒸汽发生器是核动力装置中一个非常重要的热量交换设备,也是整个核动力装置中的薄弱环节。在核动力装置的停堆事故中,有一半以上是由于蒸汽发生器破损引起的,严重影响到整个核动力装置的安全性和可靠性。如何使传热管不过早破损,延长蒸汽发生器的使用寿命是当前面临的重要课题之一。文章通过对蒸汽发生器传热管所用奥氏体不锈钢材料的分析,结合国内外相关事故分析报告,确定了传热管破损的类型为穿晶型应力腐蚀破坏。通过对腐蚀产物、工作环境以及管束应力的分析,找出蒸汽发生器传热管发生应力腐蚀开裂的影响因素,同时提出相应的防护措施。     

核动力装置运行支持系统的设计与开发

利用实时嵌入式操作系统VxWorks开发了核动力装置运行支持系统(NPPOSS),该系统可以利用计算机技术的优势给操纵员提供装置运行状态监测信息、警报分析信息、故障诊断信息以及应急操作规程等。本文对核动力装置运行支持系统进行了设计和开发,并以蒸汽发生器传热管破裂为例,在全范围仿真机上对该系统的可行性进行实验验证。结果表明,采用NPPOSS可以减轻操纵员的工作负担和精神压力,提高核动力装置的安全性。     

蒸汽发生器传热管堵头有效性分析

蒸汽发生器传热管是核电厂—回路压力边界的薄弱环节,传热管的完整性直接影响到整个一次侧的安全。当传热管出现裂纹、腐蚀或磨损等缺陷时,在评定确认可能会发生一次侧流体进入二次侧情况下,需要对传热管进行堵管。利用有限元法对某蒸汽发生器传热管的滚压堵头进行分析评定,模拟计算在堵管时以及堵管后堵头、传热管接触力情况,通过计算及分析确认堵头在极限运行工况的有效性,计算显示此堵头满足强度要求。     

含缺陷Inconel 690蒸汽发生器传热管的强度及堵管准则研究

针对缺陷对传热管强度的影响以及传热管判废准则问题展开研究,研制了适用于小管径蒸汽发生器传热管极限载荷及爆破压测试的实验装置,对含体积型缺陷及面型缺陷的Inconel 690蒸汽发生器传热管进行了实验研究,并采用有限元法对极限载荷及爆破压进行了估算.在此基础上,研究了传热管的堵管准则,提出了两级评定方法.该评定方法可根据缺陷的深度、轴向及环向长度来综合评价.     

SDG故障诊断方法在核动力装置中的应用研究

核动力装置运行状态的诊断关系到装置运行的安全性和可靠性。针对核动力装置系统复杂,难以建立数学模型的特点,本文将基于定性模型的符号有向图（SDG）方法应用于核动力装置中进行故障诊断,并以核动力装置主冷却剂系统为研究对象,提出了相应的建模方法并建立了SDG模型,根据所建立的模型开发了基于SDG方法的核动力装置故障诊断系统,并以蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故和弹棒事故为例对该系统的诊断推理过程进行了分析。仿真结果表明,基于SDG的方法在核动力装置中能有效诊断故障,并能提供故障传播路径,具有良好的解释性,可为运行人员决策提供帮助。     

蒸汽发生器传热管结垢厚度的涡流检测方法与应用

蒸汽发生器二回路中有较多的沉积物存在并危害传热管安全,利用涡流检测方法可以对传热管二次侧泥渣进行有效检测。通过模拟传热管结垢的不同厚度并进行实验,可获得厚度与幅值的对应关系。本文描述了对蒸汽发生器传热管结垢的检测方法及幅值与厚度的对应关系,为统计蒸汽发生器传热管外壁结垢情况提供了较为有效的参考基准量。     

船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究

讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。     

基于GMDH建模的蒸汽发生器水位重构

蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生,而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定,主要靠经验来进行判断,所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型（GMDH）是建立复杂非线性大系统数学模型十分灵活而通用的方法,在处理复杂非线性对象中能得到很好的效果。本文以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例,提出了用GMDH重构蒸汽发生器水位的方法,并与仿真结果进行对比。结果表明,GMDH对蒸汽发生器水位重构的相对误差小、精度高,满足实际需要,能为船用核动力装置的安全运行做出指导。     

直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统.该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成.给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构.半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导.