福清核电厂止回阀所在管线振动原因分析与处理

福清核电厂2号机组辅助蒸汽转换器(STR)疏水冷却器至除氧器在正常功率运行期间管线及阀门发生剧烈振动,管线的剧烈振动对核电厂的安全、稳定、经济运行带来潜在的隐患。针对此管线振动问题进行分析,通过对正常功率运行期间疏水量进行理论分析,查找出分析管线剧烈振动的根本原因,并根据分析以及国内外振动处理经验制定了相应的专项处理措施,最终彻底消除了管线及阀门振动,使系统达到了安全可靠运行状态。     

方家山核电站高加抽汽管道疏水阀频繁动作原因分析及处理

本文以方家山核电站M310机组HP6高压加热器抽汽管道疏水阀频繁动作的故障为例,针对疏水阀出现的故障,从疏水阀的结构、系统运行工艺参数、疏水阀旁路疏水器的疏水能力、疏水管线的实际疏水量、疏水管线布置等方面进行原因分析,找出导致高加抽汽管道疏水阀频繁动作的根本原因,并提出了增大旁路疏水器的疏水能力、疏水管线的合理布置等有效的应对策略,成功解决了疏水阀频繁动作的问题,保障了机组安全稳定运行。     

核电站除氧器瞬态研究

应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏.     

核电厂高压给水加热器应急疏水阀控制方案改进及应用

核电厂高压给水加热器系统的应急疏水阀用于加热器的水位控制。本文根据某核电厂的经验反馈，对CPR100机组应急疏水阀的控制逻辑进行优化。试验结果表明，优化后的控制方案实施效果良好，高压给水加热器水位在瞬态过程中的较大扰动下能迅速稳定。     

核电站除氧系统孔板后管道减薄机理分析与改进措施研究

田湾核电站1号机组除氧系统某节流孔板后方的直管段在一个换料周期内壁厚由6.6 mm减薄至2.5 mm,极易造成管道泄漏,为机组安全运行带来潜在的隐患。本文就除氧系统孔板后管道减薄磨损位置、汽蚀原理进行分析,对除氧系统孔板设计存在的缺陷、采用多级节流孔板代替单级节流孔板优势及管道减薄改进措施进行综合论述。通过改造,满足了除氧系统给水管线的运行要求,且有效降低了管道腐蚀速率。     

核电站给水加热器建模仿真

给水加热器是核电站二回路系统的重要设备之一,能否正常运行对于核电站的安全性和热经济性具有重要影响,采用仿真手段研究给水加热器的运行特性,可为给水加热器的设计和运行提供重要的理论依据。本文针对压水堆核电站的给水加热器建立了分布参数仿真模型,在处理两相流体时采用了近分相模型,对实际核电站给水加热器在不同工况下的运行特性进行了仿真分析,并将仿真值与实际电站运行值进行了对比。结果表明,所建仿真模型的精度有明显改进。     

主给水泵再循环管道含气水锤问题诊断与治理

为解决田湾核电站3号机组主给水再循环管道出现的振动异常问题,对再循环管道应力、压力脉动以及振动测试数据进行了分析。结果表明,主给水泵出口再循环管道中残留气体诱发的启泵过程中的含气水锤是导致主泵振动异常的主要原因,通过调整输水管道最小流量阀位置可消除含气水锤,解决了再循环管道振动异常问题。     

核电厂主给水系统再循环阀设计布置试验研究

对某核电厂主给水系统再循环阀的设计布置进行试验研究,分析引起再循环管道在启泵瞬间突然跳动并伴随爆破声的根源,以及泵组基础错位及振动超标与再循环阀异常情况之间的关系。结果表明,多级笼式调节阀不能布置于有空气残留的高压给水管道中,否则在启动阶段将诱发破坏性水锤。通过优化再循环阀的设计布置,最终解决了主给水系统的非正常启动问题。      

常规岛1号高压加热器更换检修工艺及风险管控

秦一厂1号机组高压加热器更换是常规岛的重要项目之一,由于高压加热器体积大、重量大,项目涉及的专业、系统多,所以更换难度非常高.该项目涉及的专业有起重、土建、机械、管道、焊接、电气、仪表、保温防腐等.本文主要介绍项目更换涉及的运输和吊装工艺以及风险管控办法,如高压加热器的运输路线选择、专用运输工具设计等,为核电厂高压加热...     

日本东海2号机组发生导热管破裂事故

位于日本茨城县的东海2号机组一个给水加热器导热管23日上午发生破裂事故。但没有对外部环境造成不良影响。 发生破裂的是5号给水加热器的导热管。核电站的给水加热器是为了提高反应堆 效率,利用汽轮机的余热将水进行加热的一种装置。5号给水加热器的作用是将水温70℃加热到95℃。23日上午,核电站的工作人员发现给水加热器供水发生异 常,随即查出给水加热器的导热管已经破裂。日本东海2号机组发生导热管破裂事故     

ADG除氧器启动期间两侧温差较大的原因和解决方案

在方家山核电工程在机组热态调试的启动阶段,发现给水除氧器系统(ADG)除氧器两端温差较大,主控室显示两端温度相差近40℃。经过详细分析,确认导致温差大的原因并提出多种解决方案,经多方论证对比,最终采取增加除氧器再循环泵的方案,成功地解决了启动阶段温差问题。     

核电厂高压缸进汽管道高频壳壁振动分析

某核电厂机组启机过程中,对高压缸进汽管道和相连仪表管进行了振动加速度和应变的连续监测。通过振动信号时频分析、机组工况参数分析,发现进汽管道及相连仪表管的振动水平与机组状态及主调节阀的开度显著相关,当电功率达到核功率的53%、主调节阀开度达到13.7%时,管道振动水平明显下降。升速及低功率平台下,进汽管道及仪表管以450 Hz以上高频振动为主。经验公式和有限元计算表明,低功率下高压缸进汽管道可能以壳壁振动为主,并伴随有整体弯曲和扭转振动,且模态频率密集。进汽管道振动加速度高达300 g,长期运行下易导致连接支管的振动疲劳失效。增加约束层阻尼是可能的高频壳壁振动缓解措施。     

中国示范快堆常规岛图形建模与仿真分析

为研究中国示范快堆电厂的运行工况,在vPower平台上建立了中国示范快堆电厂常规岛的热力学系统仿真模型,并对常规岛的典型运行工况进行仿真计算。常规岛各稳态运行工况的仿真计算结果给出了运行的关键参数,这些关键参数与机组的设计参数相差不超过1%,达到了核电仿真的精度要求。高压给水加热器解列及汽轮机紧急停机工况的仿真计算结果给出了关键参数的变化规律以及可能的危险点信息。     

钠冷快堆系统程序FR-Sdaso开发

为解决600 MW示范快堆（CFR600）事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。     

美浜核电厂2号机组发生泄漏

【日本关西电力公司网站2003年5月21日报道】 日本关西电力公司美浜核电厂2号机组(压水堆,额定电功率为500 MW,额定热功率为1456 MW)在以额定热功率运行的过程中,二回路给水系统B系统利用第5高压给水加热器(为加热送入蒸汽发生器的二回路冷却水而设置的U形管热交换器。它是通过高压汽轮机排出的蒸汽加热传热管内流动的二回路冷却水的装置。完成加热工作的蒸汽变成冷凝水,回到给水系统。)的冷凝水流量出现了微增的倾向。于是,工作人员从5月8日开始加强了对各种相关参数的监控,发现冷凝水流量微增的倾向仍在继续,因此断定故障的最大可能是…     

高压安注管道热疲劳现象及改进措施分析

根据高压安注死管段内的热工水力特性,分析管道热疲劳发生的机理。提出大亚湾核电站和岭澳核电站一期高压安注死管段的改进方案,并对改进方案中的新增管线进行疲劳分析后可得,大亚湾核电站和岭澳核电站一期在改进中新增的管线,不会因机组各种运行工况引入的载荷而发生疲劳失效。压力井改进方案是有效的、安全的。     

除氧器水位控制的人-机接口设计研究

基于人因工程（HFE）的设计原则,以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析,得到不同层次的静态功能数据库,确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要求。为应对核电厂冷态启动、低负荷和高负荷工况下的操作要求,通过建立给水加热和除氧功能（F01）模块图和运行模式表,明确与控制室有关的功能因素。基于功能分配原则对除氧器水位控制进行研究,实现水位控制的无扰动过渡方案,通过了人-机接口设计验证,为国内开展HFE分析研究提供借鉴。      

核电站主给水管道破裂事故的运行研究

较为全面研究安全壳内主给水管道破裂事故,特别是在小破口事故。采用分析的方法,从介绍主给水管道破裂事故的定义开始,进而总结导致主给水管道破裂事故的原因。详细分析了给水管道在安全壳内出现小破口事故的演变过程,机组的主要风险或后果,提出了运行人员对其进行诊断的方法和针对不同泄漏程度的处理策略。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。