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高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验一般在机组下行阶段进行,是确保安全壳整体安全性能的重要试验。本文分析了高低压安注机械贯穿件密封性试验的压力选择及试验原理,指出了目前试验存在主要问题的直接原因,通过对热段安注管线轴向温度的计算分析,找到了死管段内汽水分层导致阀门锈蚀的根本原因;提出了该定期试验超出设计压力的解决方法和优化方案。阀门锈蚀导致机械贯穿件密封性定期试验压力无法维持。长期而言,应对死管段进行加压工程改造;在未进行工程改造前,在试验封闭管段加装自力式减压阀。本文的研究对于优化定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。 相似文献
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张艳娥 《核工程研究与设计》2003,(47):24-30,38
主蒸汽安全阀是核安全二级设备,通过向大气排放蒸汽以限制蒸汽发生器二次侧及主蒸汽系统的压力。根据EDF经验反馈,岭澳核电站的主蒸汽安全阀在选型和定值上不同于其参考电站——大亚湾核电站。本文将就岭澳核电站主蒸汽安全阀的选型和定值与大亚湾核电站的不同点、改进后对核电站其它系统的影响、安全分析及机组可用率等方面做一论述。 相似文献
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核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀内漏流量监测方法,并以热安注管线为例进行了分析讨论。首先通过流固耦合计算获取了已知主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的温度场,定义了止逆阀阀前监测截面热分层特征温度参数,接着通过多变量回归计算,获取了热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的关系式。在实际使用时,只要根据监测位置测量的管外壁温度计算得到热分层特征温度参数,即可利用该关系式,根据电厂现有工艺参数(主管道流体温度与流量、泄漏流体温度)得到泄漏流量。分析表明,热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量具有良好的关联性,拟合公式与模拟计算最大误差小于10%,可满足核管道安注管线止逆阀内泄漏流量监测要求。 相似文献
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压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。 相似文献
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安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。 相似文献
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岭澳核电站混合核燃料堆芯与提升燃料富集度项目的研究论证及实施 总被引:1,自引:0,他引:1
岭澳核电站与大亚湾核电站燃料的首循环相同,从第二循环开始,岭澳核电站的燃料管理模式怎样设计及怎样充分利用大亚湾核电站的成功经验是目前所面临的问题。在正常情况下,核电站第二循环在堆芯设计和运行方面本来就比较困难,能否将大亚湾核电站在第九循环实施18个月换料时更换新型AFA3G核燃料的经验提早在岭澳核电站第二循环实施,岭澳核电站第二循环是否更换燃料及更换什么样的燃料组件(带还是不带MSMG的AFA3G),这是必须解决的问题。如果在第二循环中使用与大亚湾核电站一样的AFA3G,则岭澳核电站第二循环造成混合堆芯,存在特殊安全分析和执照申请困难。此外,还介绍了如何系统、全面地考虑岭澳核电站燃料第二~第五循环的设计与优化问题。 相似文献
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核电设备监造工作管理与执行的优化 总被引:1,自引:0,他引:1
核电设备监造工作是核电质量管理的重要组成部分.在总结大亚湾核电站、岭澳核电站一期、岭澳核电站二期等项目的设备监造经验,分析当前核电发展形式的基础上,本文对设备监造的管理和执行进行了优化.优化的效果表现在以下方面:组织队伍更适应项目的需要,监造基本理念进一步清晰执行方式更流畅,监造管理趋于精细化. 相似文献