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压水堆蒸发器水位调节失控跳堆分析及在线诊断调整 总被引:1,自引:0,他引:1
分析了核电站引发蒸发器给水控制系统(ARE)水位跳堆的主要原因和薄弱环节,建立了在功率运行状态下进行ARE主阀调节偏差在线调整和旁路阀调节偏差在线调整技术,提出并实施处理方案,解决了压水堆机组在启停过程中水位容易发生失控的技术难题. 相似文献
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为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。 相似文献
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简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。 相似文献
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《核动力工程》2017,(3):115-118
为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。 相似文献
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稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备,其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况,是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化,并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究,研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下,稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性,能够更好的反应水位特性;表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中,过渡时间小于40 s,且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。 相似文献
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大亚湾核电站模拟控制系统由分立式电气元件通过硬接线集成,计划在30 a大修期间进行数字化改造,由于受模拟平台功能限制,设备单一失效对所在控制回路影响巨大,大量仪控设备被识别定性为关键敏感设备。全面降低关键敏感设备数量是大亚湾核电站数字化改造项目的关键目标,本项目以核岛重要控制回路——稳压器水位控制回路为研究对象,对关键敏感设备降级措施进行了系统研究和实践应用,利用改造后数字化控制系统(DCS)自动表决功能和故障诊断功能,提出了测量通道表决优化方案、输出通道双冗余设计方案;利用接口最优原则,将稳压器水位控制回路主调和辅调集中至一个功能子组,取消了大量跨子组接口。以上措施的应用,使稳压器水位控制回路仪控关键敏感设备由17个降至0个,全面提升了控制功能可靠性,降低了电厂设备管理成本,为实现项目关键目标提供了重要参考方案。 相似文献
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对采用可编程控制器构建稳压器压力水位控制系统进行了研究.利用可编程控制器的功能模块、模块化结构、配置的灵活性和软件控制技术,实现了稳压器压力水位控制系统的功能.通过对实验结果的分析,证明可编程控制器应用于稳压器压力、水位控制是有效的、成功的. 相似文献
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本文通过对福清核电1号机组商运期间主给水压力级泵入口滤网压差高(均值高于报警值)问题进行分析,发现滤网的通流面积不足和截面出水能力低于行业标准是主要原因。通过对滤网的形状和结构进行改进,相同流量下滤网压差值最大下降57%,改进效果明显,满足设计要求。该滤网的设计改进经验,对后续机组处理类似问题具有借鉴意义。 相似文献