AP1000主汽轮机升速控制研究

AP1000主汽轮机升速控制由复位、EH自动、选择目标转速和升速率3个过程组成,现对此进行具体分析。     

AP1000汽轮机超速保护响应时间分析

AP1000是我国引进美国西屋公司的三代非能动先进压水堆核电项目,采用OVATION平台作为非安全级控制系统平台。在国内AP1000依托项目中,汽轮机为日本三菱重工设计制造,由于汽轮机设计方提出的超速保护控制响应时间的要求与OVATION平台执行该功能的时间相差较大,因此本文从超速保护控制功能、汽轮机加速时间和各过程响应时间等角度进行分析,以验证OVATION平台的响应时间是否满足汽轮机超速保护功能要求。     

AP 1000核电站主给水泵配置分析

核电站主给水系统是核电站二回路的重要系统,本文结合国内外多种不同堆型核电站的主给水泵配置方案,从设备投资、运行经济性及安全性等方面对AP 1000核电站主给水泵配置特点进行了详细分析,并针对AP 1000核电主给水泵配置的改进措施提出了建议。     

AP1000汽轮机旁路排放控制系统改进分析

本文对传统压水堆汽轮机蒸汽旁路排放系统(Turbine Bypass System,TBS)的控制功能进行分析,以及三门一号机组(AP1000)TBS的控制缺陷,介绍性能分析和改进方法。经优化的控制逻辑能更好满足机组和反应堆各种瞬态工况下的安全,更符合第三代核电技术的安全理念。     

AP1000核电汽轮机转子疲劳断裂分析

针对核电汽轮机转子疲劳断裂进行分析,分别对高周疲劳以及低周疲劳引起的转子断裂进行分析。分析表明：除了破坏性超速原因,无论是低周疲劳还是高周疲劳均不会导致低压整锻转子产生断裂。     

AP1000核电汽轮机润滑油系统仿真分析

利用Flowmaster软件,对AP1000核电汽轮机的润滑油系统进行系统尺度的仿真计算,得到机组正常运行工况下的润滑油压力、流量特性,仿真结果与常规公式Excel联动计算、电厂试验的结果基本一致。完善了核电汽轮机润滑油系统的设计方法,为系统优化和项目改造提供了仿真平台,对常规岛其他流体系统的设计计算具有一定的参考价值。     

AP1000核岛主要阀门特点

简要介绍了AP1000核岛主要阀门特点。     

AP1000核电汽轮机组凝汽器变形问题研究

国内某AP1000核电汽轮机组凝汽器在现场灌水试验时,凝汽器壳体侧板从底板开始到1700mm高度出现变形。文中采取有限元方法对该问题进行分析和评估,认为问题的产生原因为凝汽器结构设计存在缺陷,并根据分析结果给出了影响评估以及处理方案。     

AP1000主设备大型锻件不符合项分析与预防

AP1000主设备锻件是反应堆压力容器、蒸汽发生器等主设备制造过程中难度最大的部分,其对设备的质量和进度影响重大,并且在制造过程中极易产生不符合项。通过对主设备锻件制造过程中常见的不符合项进行分析,得出产生不符合项的主要原因,提出了大锻件常见不符合项的处理措施及预防方案。为有效避免和减少主设备锻件制造过程中的不符合项,提高锻件质量,保证锻件制造进度提供了参考,也为主设备采购方在设备监造工作中控制锻件不符合项提供了指导。     

AP1000主泵变频技术应用分析

AP1000反应堆冷却剂泵需在60年的设计寿期内经受3000次起动——停车循环,同时需进行调速运行以实现反应堆冷却剂系统在各种工况之间的切换。通过分析变频技术在主泵起动和调速中的应用,阐明了主泵采用变频技术的诸多优点和运行特性,同时提出了一些为保证主泵寿命和可用性的起动和运行变频调速要求,以提高核电厂的发电效率。     

AP 1000核电主泵失水试验分析

本文介绍AP1000主泵失水试验(即失去设备冷却水试验)各项要求的细节。通过对以往历次主泵失水试验情况的分析,得出前期试验失败的主要原因,提出了解决主泵失水试验中例如推力盘热裂纹问题的对策。     

AP1000核电站汽轮机旁路系统的运行分析

介绍了AP1000核电站旁路系统的组成、正常运行和事故运行方式、逻辑组成,详细分析了旁路系统和其他系统配合能够实现AP1000在100%甩负荷及在100%功率时汽轮机紧急停机而不发生反应堆紧急停堆时,不需要向大气排放蒸汽,也不要求开启稳压器或蒸汽发生器的安全阀。该旁路系统在AP1000核电机组正常运行和事故运行中的自动控制功能体现出三代核电的先进性,具有重要的实际意义。     

AP1000核电汽轮机轴封系统介绍

轴封系统通过汽封、阀门、轴封冷却器、排气风机等设备及附属仪控制表实现实现对汽轮机端部的密封,同时回收阀杆漏气和汽、气混合的蒸汽和能量损失.     

AP1000汽轮机保护系统架构选择

本文主要对AP1000核电机组汽轮机保护系统适用的I&C架构进行研究。本文首先介绍了汽轮机保护系统经过验证的典型架构;运用网络可靠度规则对各类典型架构可靠性进行分析;其次结合常用AST跳闸单元结构,给出了各种典型架构适用的AST单元表决形式。     

AP1000核电汽轮机转子飞射物概率

文中对汽轮机飞射物概率进行了分析,对4种转速下的飞射物概率进行了评估,并指出在60年运行期间,产生飞射物的概率不超过10-5/年,通过定期检修可以满足NRC安全许可的要求。     

核电厂AP1000主给水泵调试过程的主要问题分析及处理

主给水系统是压水堆核电站主要系统之一,给水泵是主给水系统的主要设备,AP1000机组配备三台电动给水泵,给水泵的安全、稳定运行对机组的安全运行至关重要。文章对某核电电动给水泵的特点、流程作了简要介绍;重点对给水泵的调试和调试过程中出现的问题进行了经验反馈,为同类机组后续的调试、运行提供一定的借鉴。     

AP1000堆型核电厂主给水泵容量选型分析

根据国内外主要常规岛设计规范要求,结合AP1000反应堆主给水系统运行特点,提出3×33.3%、4×33.3%、3×50%及2×50%四种配置方案。利用动态经济比较法进行技术经济分析,得到以下结论:从经济角度分析,3×50%方案较优,尚需反应堆设计方进行相关系统瞬态验算和修改相关控制逻辑;从技术成熟角度分析,3×33.3%方案较为成熟,但在给水泵发生跳闸时存在一定的经济损失。     

LVDT在国产汽轮机中的应用分析

汽轮机进汽量大小是通过指令和反馈来控制的,其中反馈装置上面最主要的元器件就是LVDT,随着汽轮机技术的改进与提高,LVDT越来越具有举足轻重的作用,文中介绍了其工作原理和安装技巧。     

超临界汽轮机再热主汽阀门卡涩分析

汽轮机再热主汽阀是汽轮机组的重要辅机,在动态性能、密封性、可靠性方面都有特殊要求。该类汽轮机再热主汽阀是汽轮机组的重要辅机,在动态性能、密封性、可靠性方面都有特殊要求。该类型阀门机构在冷起动过程中经常发生卡涩,且随蒸汽参数升高,出现故障的概率增大且更加严重,严重影响机组的正常运行。针对机构故障现象与结构特点,对动态行为异常变动进行分析,研究表明冷起动过程中,不同零件物理性能差异导致零件间热量传递速度存在较大差异,引起动静配合要素位置和形状变化,并进一步导致径向间隙和轴向间隙变动,严重影响机构的动力学性能。有限元法用来定量分析机构在冷起动至稳态过程中动态配合要素之间的间隙变化,并分析间隙对阀门机构的动态行为影响,数值分析的结果与电厂中出现的问题是一致的,其实际处理方案则验证该方法的正确性。从改进公差设计和制造精度控制两个方面提出解决该类阀门卡涩的具体方案,对于解决该类工程问题具有重要理论价值和现实指导意义。     

AP1000中雷达液位计的问题分析

雷达液位计是一种利用电磁波测量物位的仪表,按照测量原理,现在广泛使用的雷达物位计有以下3种类型:脉冲雷达物位计,调频连续波雷达物位计和导波雷达物位计。根据现场不同工况,液位计的错误选型影响仪表测量的可靠性。介绍AP1000项目现场采用脉冲雷达物位计产生的问题,进行问题分析,提出解决方案。