浅谈压水堆核电厂主蒸汽管道疏水设计

分析了压水堆核电厂主蒸汽管道疏水设计不当造成的危害,结合美国针对轻水堆核电厂制定的国家标准《防止水对发电用汽轮机造成损失的导则》(ANSI/ASME TDP-2-1985)及轻水堆用户要求文件,分析了主蒸汽管道疏水设计的注意事项,继而对管道疏水量进行分析计算,并给出了工程应用实例。     

防止和缓解压水堆核电厂严重事故的对策分析

本文讨论了问题的背景，新版核电安全法南的特点和要求，安全评价的目标和方法以及事故的管理策略。     

压水堆核电厂对电网低频振荡的影响

针对压水堆核电厂的运行特性,研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响,这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式,并通过矩阵束分析法对扰动后的电网功率振荡曲线进行模态分析与曲线拟合来识别电网发生扰动后的主导振荡模式,最后在与该模式强相关的大畈核电机组上配置电力系统稳定器（power system stabilizer,PSS）来达到提高系统阻尼从而提高系统稳定性的目的。仿真结果表明,扰动后会激发电网中若干弱阻尼振荡模式从而引起大畈核电及其邻近地区发生较大幅度的功率振荡,而PSS的合理配置可以有效地抑制低频振荡从而保证系统的安全稳定运行。     

压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估

介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级,对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述。主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂和金属疲劳。介绍国外压水堆核电厂关键金属部件老化和寿命评估的基础研究及新进展,并结合我国国情提出了核电厂老化和寿命评估研究的建议：应重视材料在压水堆运行环境下的老化机理研究,同时应开展大尺寸试验,发展寿命评估技术。     

三环、四环压水堆核电厂技术经济初步分析

研究了环路数与环路负荷影响电厂比投资的基本规律，比较了几种三环与四环方案的平准化发电成本，分析了IFBA与含Gd2O3燃料对电厂经济性的影响，讨论了我国新一代压水堆的设计思想。     

核电调试管理模式在海阳核电的具体应用

从组织结构与责任分工、质量管理、安全管理、计划管理和文件管理方面总结了海阳核电站的调试管理体系,然后详细介绍了海阳核电站设备自建安移交至调试、调试移交至生产和具体的调试工作流程。供其他电站调试管理参考借鉴。     

百万千瓦级压水堆核电厂大破口失水严重事故序列分析

本文应用严重事故分析程序MELCOR，对百万千瓦级压水堆核电厂大破口失水事故叠加安注失效的严重事故序列进行了计算分析。分析结果表明在24小时内安全壳能保持其完整性，但内置换料水箱中的氢爆问题有待进一步研究。     

600MWe压水堆核电厂管道和重要旋转设备的振动测量与评价

在核电厂中，管道和旋转设备的振动越来越受到了有关各方的重视，管道因振动而损坏，泵的振动过大以及汽轮发电机组轴系振动超限等问题时有发现。严重的会直接影响核电厂的正常运行。本文在简要介绍了管道和旋转设备振动的规模洒求，管道和旋转设备的振动限值之后，对秦山Ⅱ期600MWe核电厂1号机组在调试期间的振动测量结果作了综合介绍，对卸压管瞬态振动，不同类型泵的典型振动等问题作了重点说明，可供今后运行和维修时参考。     

我将颁核电技术标准体系

据中国电力设备信息网消息,由能源行业核电标准化技术委员会2011年9月完成报批的101项能源行业核电标准,经国家能源局批准后将于近期发布实施。这标志着我国核电技术标准体系将正式确立,同时压水堆核电厂标准体系建设亦已迈出实质性步伐。据核电专家透露,这101项标准中,《核电厂工程建设预算编制方法》等4项核电工程经济类标准     

大型压水堆核电厂事故暂态运行特性研究

核电是1种新能源,核电厂的安全稳定运行受到社会的广泛关注.文中利用PCRAN软件仿真分析了WWER1000核电厂一回路失水、蒸汽管道破裂及蒸汽发生器传热管断裂事故,研究了核电厂的事故过程及暂态运行特性,比较分析了不同破口的失水事故、蒸汽管道破裂事故以及单根和多根蒸汽发生器传热管断裂事故时核电厂暂态运行特性.结果表明:核电厂发生大破口失水事故、蒸汽管道大破裂事故及多根U型传热管完全断裂事故可能会对核电厂安全产生较严重影响,同时,核电厂内部发生严重事故导致核电厂紧急停堆、停机,对电网会造成影响.     

核电厂除盐水处理系统调试

概略介绍某核电厂除盐水处理系统流程、调试步序,详细描述调试期间出现的问题和处理方法,为同类型系统的设计、调试、运行等工作提供参考。     

压水堆核电厂二回路管道设计应对FAC策略

介绍流动加速腐蚀(flow-accelerated corrosion,FAC)的研究结果,针对FAC发生的机理和主要影响因素,提出在压水堆核电站二回路汽水管道设计中应对FAC的策略,从设计源头减少核电厂常规岛FAC产生的影响.     

AP1000核电厂时钟系统设计改进研究

为了研究AP1000核电厂时钟系统的全厂设计方案改进的必要性和具体方法,文章通过分析AP1000核电厂时钟系统设计方案现状,分别从异地冗余备份、组网层次、运行维护、供电优化、故障报警等方面探讨时钟系统设计改进方案。通过多方面研究,探索出一套改进时钟系统的有效方法,确保了AP1000全厂时钟系统的稳定性和可靠性,对于在建AP1000核电厂时钟系统改进和新建核电厂的时钟系统设计有良好的指导意义。     

核电百万千瓦发电机整组启动调试技术改进与实施

某在建核电项目以岭澳二期为依托,同样采用百万千瓦汽轮发电机组技术,但其设备选型存在诸多差异,发电机整组启动面临新的困难。调试人员通过深入分析,解决了励磁变接入时机、定子接地保护验证窗口、主变差动校验方法等问题,并提出了一种新的发电机整组优化方案,在该项目1~4号发电机组实践的基础上,最终形成本文,供我国核电百万千瓦级发电机组整组启动参考。     

压水堆核电机组汽水分布矩阵的扩展与应用

压水堆核电机组再热系统采用汽汽换热,与回热系统具有较强的耦合性,因此压水堆核电机组二回路热力计算较为复杂。根据压水堆核电机组二回路热力系统的特点,考虑高压系统汽水损失及辅助汽水流量,建立较为全面的汽水分布矩阵方程,并用于实例计算,计算结果准确。该矩阵方程适用性强,不仅适用该机组的辅助汽水系统改造,对汽水分离再热器疏水去向稍加修正后也适用于其它形式的压水堆机组。     

核电厂厂用电设计的自主化道路

目前我国已进入三代核电的建设阶段,核电作为一种清洁能源,已作为我国电力建设的重要的战略方针,尤其是CPR1000的技术已经成熟,不能一味地依靠国外的技术,核电的自主化建设及设计已经提上日程。提出了厂用电系统的自主化设计路线,论述了核电厂厂用电系统自主化设计的重要意义和必要性。     

大亚湾核电站核岛控制线路供电回路改进

简要描述大亚湾核电站核岛控制线路供电回路存在的1E级设备与安装在反应堆厂房内的NC级设备共用控制电源模块,在安全壳内出现设计基准事故时,会导致部分1E级设备失去控制电源的设计缺陷,并根据具体情况,提出了几个改进方案。文章还对改进过程中系统的风险识别和预防进行了阐述。这些对现有压水堆核电站的改进和新压水堆核电站的设计有一定的借鉴意义。     

核电站厂用电系统设计

本文遵循国家现有的核电政策,对核电站的电气厂用电系统进行了较为详细地分析和论述,并针对与火电机组电气方面的差异,对核电站的厂用电系统的特殊性进行了具体分析,同时探讨了一些常规火电机组不具备的电气特性。通过对国内第二代和二代半核电机组的分析和研究,总结出核电站厂用电系统设计原则、厂用设备分类、厂用电源分类等内容,对核电机组的电气设计工作具有参考和指导作用。     

蒲石河抽水蓄能电站技术供水系统调试

蒲石河抽水蓄能电站技术供水系统具有供水方式复杂、设备先进及供水质量高、末端用户多等特点。蒲石河抽水蓄能电站四台机组尾水充水前后,分别对技术供水系统进行了无水及有水调试,确保了该电站四台机组正常发电。文章根据蒲石河抽水蓄能电站1号机组技术供水系统调试,介绍了该电站技术供水系统的组成、特点和调试方法。     

核电站准核级水压试验泵电源系统可靠性改进技术方案

为了适应核电行业对水压试验泵电源系统(LLS)的新要求,分析了LLS系统的现状、组成及功能,通过计算确定了一套完整的改进方案。实践表明,改进后的技术方案具有较高的可靠性、稳定性,保障了核电站关键设备的正常运行,同时能够被广泛推广。