核电厂主泵零转速传感器故障分析及优化研究

主泵零转速信号作为核电厂反应堆冷却剂泵的重要监测和控制信号,关乎主泵的安全稳定运行.结合主泵零转速测量原理,对某核电厂出现的零转速异常案例进行分析,结合电涡流传感器的工作原理及试验测试数据,找出引发异常的根本原因.为了提高转速传感器的工作稳定性,针对引发异常的原因提出了增加探头和泵轴凹凸面间的有效移动距离、修改转速机箱设置和优化安装规程、增强前置器的耐辐照性能的改进措施.     

核主泵惰转转速计算模型的比较

针对核主泵在惰转过程中还要求有足够的冷却流量,利用核主泵瞬态动量守恒方程进行计算和分析,对模型做了合理简化,得到新的转速模型,验证了该模型精准度。结果表明:该模型完全可用于核主泵瞬态分析,可得到不同转动惯量下核主泵达到半流量时惰转时间的变化规律。     

核主泵内部流动干涉的瞬态效应研究

为了揭示核主泵叶轮和导叶的流动干涉效应,采用相似换算法和多参数匹配法,基于RNG k-ε湍流模型与块结构化网格,对缩比系数为0.5的模型泵进行非定常数值模拟。结果表明:扬程脉动幅值与运行工况有关,额定工况时扬程脉动的幅值最小,偏离最优工况时,扬程脉动幅值逐渐增大。导叶内部流道产生不稳定的流量脉动效应,大于0.8Qd工况时,导叶内流量脉动瞬态效应不明显;小于0.8Qd工况时,导叶内流量脉动趋于不稳定。考虑到机组的水力稳定性,运行工况应大于0.8Qd。动静干涉使导叶内静压分布呈现周期性脉动,导叶压力面平均脉动幅值最大,吸力面平均脉动幅值最小,压力脉动的周期与叶轮叶片数有关;导叶内静压分布与叶轮尾缘和导叶前缘相对位置有关,叶轮尾缘对导叶入口流动的阻塞效应,是诱发导叶内静压脉动的主要原因。     

核主泵导叶制造工艺研究

本文通过对某核电站主泵导叶结构分析,合理选用导叶的加工设备、装卡方法、编程软件及专用工装及刀具,找到了最佳加工方案,同时对加工工艺方案、程序进行了优化,最终确定了导叶三维流道、导叶翼型的最优加工方法。     

核主泵轴密封节流管标定技术

节流管降压的准确值直接决定核主泵机械密封的运行条件,若降压后的压力过高会使轴密封失效,将导致机械密封泄漏量增大,影响核主泵的安全运行。为了实现压降值的精确测量,本文通过对沿程损失公式进行推导得出Q/ΔP~(1/2)与Q/u×10~5的近似线性关系,并应用于节流管标定试验,标定结果完全满足规定温度和流量下的降压要求。通过与理论计算长度比较确定,由于节流管表面粗糙度不同,实际标定长度与理论长度存在长度差,表明节流管的理论设计必须经过试验验证才能应用于工程。     

核电厂主泵供电设计探讨

根据核电厂反应堆冷却剂泵(主泵)的功能和供电要求,探讨了主泵的供电回路设计.以某核电厂为例,给出了屏蔽电机主泵供电回路的设计方案和控制要求,分析了主泵供电回路保护功能设置。     

导叶结构对核主泵性能的影响

针对将AP1000核主泵转速从1 750 r/min降低到1 450 r/min,应用强制漩涡法和速度系数法设计核主泵叶轮和环形压水室,设计出扭曲叶片和扩散叶片两种结构形式的导叶。利用Fluent软件,对不同导叶设计工况进行数值模拟,对主泵内部静压分布和流线分布进行分析,较好地揭示了过流部件内部流动的主要特征。     

秦山第二核电厂主冷却剂泵低频保护的改进

通过对主冷却剂泵(RCP)低频保护判据的分析发现,低频判据采用相电压U_a,低电压闭锁采用线电压 U_(ab),是造成 RCP 低频保护误动的根本原因,进而引起了停机停堆。因为当6kV 变压器 A 相发生单相接地故障时,U_a 降低,测频通道检测到频率低,但基本不变,低电压闭锁不能检测到电压低,从而开放低频保护逻辑。针对低频保护判据存在的缺陷,提出将测频和低电压闭锁的电压量都采用线电压,并取自同一 U/V 变换器的改进措施,改进后防止了低频保护误动,提高了可靠性。     

核主泵电动机绝缘技术研究与发展

核主泵在反应堆核岛内运行,始终受到核岛内高能射线的辐射作用,因此,电动机绝缘系统承受高能射线的水平,是核主泵电动机绝缘系统设计的必要条件。绝缘结构的快速热老化评定试验是绝缘系统的耐热等级和热寿命的科学评定方法,为核主泵电动机绝缘系统的可靠运行提供了科学的依据。     

核主泵采购过程中极易出现的问题以及应对措施

以某项目主泵采购为例,介绍了采购过程中极易出现的问题以及相应的解决措施,这些措施包括加强与供应商沟通、增强预见性等。文章提出的问题和方案能为其他主泵采购人员提供一定的借鉴。     

核电站立式长轴泵电动机振动故障诊断及处理

探讨了核电站立式长轴泵电动机异常振动情况,对其原因进行细致分析,并探讨了相应的处理措施.     

核电厂卧式泵组状态监测及故障诊断

针对核电厂中的卧式泵组,开展设备状态监测及故障诊断,包括监测参数的选取、状态监测研究以及故障诊断方法研究等,确定了较通用的卧式泵组的监测参数,搭建了相应软硬件试验台系统并开展了验证试验,试验结果准确率在90%以上。     

M310核电机组主给水泵瞬态影响分析与改进

国内某核电站运行期间发生一起主给水泵瞬态导致停机停堆的事件,针对此事件进行了根本原因分析,提出对M 310核电机组主给水泵系统进行改进的建议.该核电站通过实施技术改进,有效降低了备用主给水泵紧急启动对核电机组的瞬态影响,同时还避免了主给水泵紧急启动时遭受的热冲击,节省了主给水泵正常切换时期的暖管时间,提高了核电站运行的安全稳定性以及经济效益,该项技术改进有推广到其他同类型核电机组的重要价值.     

压水堆核电站核仪表系统典型故障分析与改进研究

核仪表系统是核电站的安全控制系统,机组出现故障后能紧急停堆.从组成和功能入手,介绍了核仪表系统的工作原理,分析了其典型故障与改进方法,以期为核仪表系统的运行管理提供参考。     

AP1000核电主给水泵系统设计及改进

分析了核电主给水泵系统的作用、常用设计及特点,并针对火电和核电主给水泵系统配置进行了分析。重点就AP1000核电主给水泵系统的性能要求,系统组成,系统设计特点及最大点流量问题进行了详细说明。最后针对AP1000核电主给水泵系统改进措施提出了建议。     

大亚湾核电站电动主给水泵调速系统控制方案的改进

针对大亚湾核电站电动主给水泵调速系统在手动控制模式切换至自动控制模式时勺管动作不平稳的问题,结合该调速系统的功能、接口和供电要求,对控制方案进行了改进。由可编程逻辑控制器代替定位器,并将自动控制器中的勺管实际位置信号反馈至手动控制器;取消反转探测器,采用单探头测速;在原冗余供电的基础上加装不间断电源。新控制方案能解决手动控制模式切换至自动控制模式过程中泵转速变化过快的问题。     

核电厂核级机械设备安全分级

对核级设备的质量和可靠性做出适宜的规定,是保证实现核电厂“总体安全目标”的基础。根据国际核能工业的成功实践和我国核安全法规的规定,对核电厂的核级机械设备在设计、制造等方面提出了一系列有别于常规工业产品的特殊要求,这也是与常规火电厂设计中的不同之处。本文将简单介绍有关核电厂核级机械设备安全分级的主要内容。     

发电厂整流变压器的故障诊断

为了尽早发现充油电气设备内部存在的潜伏性故障，监督与保障设备的安全，秦皇岛发电有限责任公司于1993年开始对变压器进行油色谱分析工作，诊断出整流变压器内部存在过热、放电等故障原因。     

发电厂整流变压器的故障诊断

为了尽早发现充油电气设备内部存在的潜伏性故障,监督与保障设备的安全,秦皇岛发电有限责任公司于1993年开始对变压器进行油色谱分析工作,诊断出整流变压器内部存在过热、放电等故障原因.