M310核电机组凝汽器运行方式优化

国内核电厂的常规岛循环冷却水系统通常是采用海水直流供水方式,主要由凝汽器、循环水泵及管网系统组成,是保证汽轮发电机组经济、安全、稳定运行的关键设备。针对凝汽器单侧运行方式对机组产生的不利影响,系统性地分析了凝汽器、循环水泵设备运行特性及相互之间的影响,并通过凝汽器单侧运行现场操作试验和数据分析循环水系统功能设计改进的影响。经过现场试验验证与分析计算,确定了循环水泵运行的实际工况点,分析了凝汽器实际运行冷却管内流速变化的影响,为凝汽器循环水系统运行方式优化提供了数据依据。     

核电机组热力性能在线计算方法的研究

结合核电汽轮机热力系统特点和实际运行情况,探索湿蒸汽区蒸汽焓值计算的不同方法,依据汽轮机制造厂设计数据和机组实时数据,采用假定湿蒸汽干度的方法,建立了汽轮发电机组运行经济性指标计算模型。对核电机组运行经济性指标进行在线连续监测,通过热力系统及设备运行数据分析,开展热力系统故障诊断方法的研究,可为查找和解决二回路热力系统实际运行中的能损问题提供技术手段。     

应急柴油机充气冷却水系统典型故障的处理

以福清核电应急柴油发电机组为研究对象,结合国内某运行核电厂应急柴油发电机组的相关检修经验,通过分析应急柴油发电机组充气冷却水系统压力波动过大、最低压力低于限值的典型故障事例,阐述了运行中出现故障的各种可能原因,介绍了排查方法。通过对典型故障处理过程的论述,为今后同类事件提供了借鉴和思路。     

福清核电厂汽轮发电机组非核蒸汽冲转可行性研究分析及优化

汽轮发电机组非核蒸汽冲转相较于核蒸汽冲转能够提前验证汽轮发电机组设计、制造、安装质量,缩短后续机组整组启动调试的工期,创造经济效益。依据热力学第一定律建立了汽轮发电机组非核蒸汽冲转热平衡计算公式,并得出汽轮发电机组在1500 r?min-1平台稳定时间、汽轮发电机组冲转耗能、一、二回路补水等冲转关键参数。福清核电厂1号汽轮发电机组非核蒸汽冲转顺利结束后,结合实际过程对理论计算公式进行了进一步校核,证明了理论计算方法适用于实际冲转工况,并对3号汽轮发电机组非核冲转步骤进行了优化,从而减少了汽轮发电机组非核冲转过程中一、二回路关键参数的波动,降低机组控制的风险,延长冲转时间,进一步验证汽轮发电机组的质量。通过对比福清核电厂1、3号汽轮发电机组非核冲转参数变化,进一步证明了优化措施是有效的。      

基于全工况数学模型诊断核电汽轮机热力系统故障的新思路

利用核电汽轮机热力系统大范围变工况(全工况)数学模型建立核电热力系统故障诊断系统。通过数学模型对对象系统机理的描述,避免了以往神经网络等推理方法中对大量运行数据的需要,更具实用性。由于引入了反映设备运行性能的特性参数概念。通过特性参数随其主导因素的变化关系诊断系统设备故障,避免了依据表面现象判断故障的困难,并使故障诊断结果具有量化标准。能对现场运行和维修提出有益的指导。     

压水堆核电机组应急柴油发电机安注泵加载程序分析和优化研究

压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二代压水堆核电机组,厂外电源丧失时需要由厂内电源(应急柴油发电机组)供电的设备数量和重新加载时间有很大不同。为了保证应急柴油发电机组安全功能有效实现,需对相关负载设备运行特性进行分析和优化,本文以安注泵为例阐述了压水堆核电厂应急柴油发电机组加载负荷优化分析。     

直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析

基于Matlab/simulink程序,针对小型直接布雷顿循环反应堆系统,通过模块化思想建立该系统数学物理模型,开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动,模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行,得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明,系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理,能为小型直接布雷顿循环反应堆系统的设计、优化与安全分析提供依据。     

直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析

基于Matlab/simulink程序，针对小型直接布雷顿循环反应堆系统，通过模块化思想建立该系统数学物理模型，开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动，模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行，得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明，系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理，能为小型直接布雷顿循环反应堆系统的设计、优化与安全分析提供依据。     

进入汽轮机保护系统的跳堆信号在DCS中实现方案的比较

核电厂汽轮发电机组保护系统的主要功能是当核电厂发生某些预定的故障或汽轮发电机组自身故障时,为汽轮发电机组提供安全停机手段,防止事故发生、扩大和损坏设备,对核电厂安全、稳定的运行起着至关重要的作用。为此,正确、全面地表征预定故障就显得尤为重要,它关系到汽轮机能否准确、可靠实现安全停机。基于此,本文结合某核电厂实际工程经验对送入汽轮机保护系统中用于表征反应堆跳堆信号的实现方案进行分析,通过运用概率论的方法,对两种方案进行具体的比较,得出相应的结论,为核电厂重要逻辑的实现方案做了有益的探讨,拓展了新的思路。     

核电站MSR疏水闪蒸引起的非预期跳机风险分析研究

核电机组在甩负荷工况下,汽水分离再热器开关量高液位触点会因闪蒸而产生虚假信号,存在误触发跳机保护风险。通过深入分析闪蒸原理及跳机逻辑,挖掘潜在的机组非预期跳机风险,并结合设备布置结构、系统运行原理、关联调节阀控制以及跳机保护需求等,提出两种优化改进方案,并对比分析其优缺点,实现既能避免原有的误动风险,又防止引入新的拒动风险。通过高功率平台下的瞬态试验对优化方案进行验证,结果表明,通过本次优化可有效消除潜在的跳机风险,在保护设备本身安全稳定运行的同时,也提高了核电站汽轮发电机组整体运行安全,对其他核电机组瞬态过程中疏水闪蒸风险防范也有很好的借鉴意义。     

CPR1000核电厂蒸汽发生器排污系统频繁隔离原因分析与优化措施

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电厂蒸汽发生器排污系统（APG）在正常运行期间频繁自动隔离,结合此隔离事件运行背景对事件原因进行了分类研究,并对APG进行了相应优化。具体措施为对冷却水温度控制器增加了微分环节并优化了控制参数;对排污水流量控制回路增加了前馈环节以消除扰动;对排污水流量计和压力开关信号下游增加了相应延时环节;对启机阶段运行程序进行了适应性修改。某核电厂实际运行经验证明,优化后的APG运行情况良好,自动隔离事件大幅减少,运行维护成本有效较低。      

300MW核电汽轮机凝汽器动态过程的数值分析

凝汽器冷却管热应力直接影响到冷却管与管板之间连接的密封性，从而影响到蒸汽发生器的安全运行。通过对300MW核电汽轮机凝汽器动态过程数值仿真，分析了汽轮机真空系统严密性试验，冷却水中断以及汽轮机甩全负荷对凝汽器冷却管热应力的影响，为提高蒸汽发生器运行的安全性。奠定了理论基础。     

核电厂水压试验泵汽轮机组运行研究

福岛核事故以后,核电厂应对全厂断电事故的能力得到了业界的广泛关注,而水压试验泵汽轮机组在全厂失电的情况下,能够维持一回路压力边界完整以及向机组运行所需仪表供电,对于电厂安全具有重要意义.文章研究典型的600 MW压水堆核电厂水压试验泵汽轮机组系统（系统代码：LLS）原理结构、重要功能、正常运行的工艺流程等方面.同时,还介绍了小汽机的运行工况和试验情况.最后,从电厂实际运行的角度出发,对小汽机在核电厂实际运行中的一些问题进行分析,并依据分析结果探讨了解决方案.     

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。     

核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

Adaptive estimator-based dynamic sliding mode control for the water level of nuclear steam generators

Steam Generator (SG) is a crucial component of nuclear power plant. The proper water level control of a nuclear steam generator is of great importance in order to secure the sufficient cooling source of the nuclear reactor and to prevent damage of turbine blades. The water level control problem of steam generators has been a main cause of unexpected shutdowns of nuclear power plants which must be considered for plant safety and availability. The control problem is challenging, especially at low power levels due to shrink and swell phenomena and flow measurement errors. Moreover, the dynamics of steam generator vary as the power level changes. Therefore, it is necessary to improve the water level control system of SG. In this paper, an adaptive estimator-based dynamic sliding mode control method is developed for the level control problem. The proposed method exhibits the desired dynamic properties during the entire output tracking process independent of perturbations. Simulation results are presented to demonstrate the effectiveness of the proposed controller in terms of performance, robustness and stability. Simulation results confirm the improvement in transient response obtained by using the proposed controller.     

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件,采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真,计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果,该凝汽器单列运行时,在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高,为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录,建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大,为了避免发生汽流激振现象,应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。