“华龙一号”核电汽轮机创新设计特点

重点介绍了上海汽轮机厂(上汽厂)"华龙一号"核电汽轮机在低压缸支撑方式、焊接转子、末级长叶片等方面的创新设计特点,以及大部件的结构优化和国产化设计情况,旨在探讨如何提高汽轮机的安全性、先进性和经济性,为"华龙一号"核电汽轮机的自主化设计创新和发展起到推动作用,同时也为AP1000、EPR、CAP1400、CAP1700等百万等级更大功率的核电汽轮机设计提供借鉴。     

AP1000核电汽轮机保护配置的探讨

汽轮机保护系统是汽轮机的重要组成部分,对汽轮机的安全稳定运行具有重要意义。对AP1000核电汽轮机保护系统的特点、配置进行了介绍,并对AP1000核电汽轮机保护系统配置的合理性进行了探讨。主要就汽轮机轴振保护、机械超速保护及主油箱低油位保护配置提出了优化建议,对AP1000核电汽轮机保护系统的完善具有一定的借鉴意义。     

哈汽-三菱重工AP1000核电汽轮机

全面介绍了由哈尔滨汽轮机厂有限责任公司与三菱重工设计制造的与AP1000核岛相匹配的核电汽轮机结构和主要系统。对核电汽轮机的技术特点进行了详细的分析和论述,有助于全面了解核电汽轮机的设计特点。     

AP1000核电汽轮机的去湿防蚀技术

汽轮机去湿防蚀不仅影响湿蒸汽汽轮机机组的经济性,而且制约其安全运行。从结构、热力系统等方面对AP1000核电汽轮机的特点进行简要介绍,分析湿蒸汽对汽轮机的危害,重点讨论去湿防蚀技术在AP1000核电汽轮机上的具体应用,在对去湿防蚀技术充分认识和理解的基础上,制定出相应的技术措施,这将有效延长汽轮机的使用寿命。     

AP1000有望成我国核电主力堆型

据2013年11月6日《中国能源报》报道,除在建的两个项目（三门、海阳）外,三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡,以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术,AP1000技术有望成为中国未来核电发展的主力堆型。中国核能行业协会副秘书长徐玉明在近日召开的“核电厂更高的安全规范要求及解决方案”国际研讨会上表示。     

引进型1000MW等级核电汽轮机的设计特点

介绍了引进型1000MW等级核电汽轮机设计参数,总体布置方案,并分别对汽缸、转子、网门等关键部套的设计重点和创新进行详细阐述.     

电站汽轮机研制与生产的可靠性技术研究

给出了电站汽轮机的10个可靠性特征量的计算公式或术语以及汽轮机强度与振动的17个设计判据。介绍了电站汽轮机关键部件寿命评定技术研究的新进展和汽轮机关键部件寿命设计技术规程。分析了超临界汽轮机、超超临界汽轮机、空冷汽轮机、燃气轮机联合循环汽轮机和核电汽轮机结构可靠性设计的技术特点。介绍了电站汽轮机研制和生产过程的可靠性通用大纲,内容包括可靠性工作的5项总要求和18项详细要求。参14     

新型210 MW等级高温气冷堆核电汽轮机结构特点

高温气冷堆是我国自主开发的第四代核电堆型,是目前世界上最先进的核电技术之一。介绍的210 MW等级核电汽轮机的设计依托于华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程。汽轮机设计采用了整体式高压内缸和斜撑板式低压内缸结构以及末级隔板加热除湿等先进技术。同时得益于高压进汽参数的提高,取消了高压、低压缸之间的汽水分离再热器(MSR),简化了整个机组的热力系统,降低了汽轮机设计制造成本。该研究成果可为类似机组的设计研究提供参考和借鉴。     

核电汽轮机防应力腐蚀裂纹技术

我国将陆续开工建设一批CPR、AP1000和EPR等堆型的百万等级核电站,而核电汽轮机主要部件工作在湿蒸汽环境下,防止这些部件产生应力腐蚀裂纹甚至导致最终断裂是汽轮机的关键设计。本文介绍了应力腐蚀的机理,并说明了汽轮机部件应力腐蚀的3个重要影响因素:材料的屈服强度、工作应力水平和工作环境,从可能产生应力腐蚀部位的应力限制和对应力腐蚀裂纹增长的控制方面,提出如何从设计上防止这些部件因为应力腐蚀而失效的措施,这些措施有效性已经在国外的核电站运行中得到了验证,为叶轮、叶片、汽缸等关键部件长期安全运行提供可靠的技术保证。     

核电站凝汽器瞬态分析及控制逻辑优化

某核电项目由于汽轮发电机组、凝汽器弹性支撑、汽轮机旁路蒸汽全部排至凝汽器等选型设计方案变化,技术上较CPR1000核电典型设计存在明显差异,原有CPR1000“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”逻辑控制技术方案需要设计优化。通过分析该核电项目技术方案,计算、分析汽轮机跳机、核岛反应堆紧急停堆、旁路系统闭锁等工况下凝汽器参数变化规律,研究满足此项目核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决主蒸汽系统、反应堆冷却剂系统管道瞬态工况下超压的设计问题。     

Hydrogen production in solid oxide electrolyzers coupled with nuclear reactors

In this study, two types of high temperature electrolyzers (O⁼SOE and H⁺SOE) were investigated for hydrogen generation in relation to nuclear power plant operations. The analysis encompasses the thermal integration of proton and ion conducting solid oxide electrolyzers, which are fed with steam generated in the nuclear plant. Under consideration in the study was the steam turbine cycle of an AP1000 nuclear power plant. The main parameters of electrolysis were tailored to match the typical operating temperature of the electrolyzers, and the water utilization factor was set at the same value for the two technologies under consideration. There are some advantages to applying high temperature electrolysis to the deaerator steam feed: first, there is almost no modification of the nuclear steam turbine cycle; second, flexibility of the nuclear power plant rises by 20% with almost constant thermal load of the nuclear reactor; and third, high pressure hydrogen is obtained for commercial purposes. The analysis concludes that hydrogen can be produced in electrolyzers integrated with nuclear plants at an energy cost of 38.83 and 37.55 kWh kg_H2⁻¹ for protonic and ionic solid oxide electrolyzers, respectively.     

AP1000核电厂二回路热力系统计算与分析

针对核电二回路系统与常规火电机组热力系统在参数设定、热力特性等诸多方面的差异,本文基于ASME PTC-6等相关标准要求,以某AP1000压水堆核电机组为研究对象,首先对该机组二回路热力系统热耗保证工况(turbine heat-acceptance,THA)下的表征算法进行研究,其次对不同设计工况下的特性参数进行计算,并在此基础上建立了核电机组二回路系统热力性能评估分析模型。随后应用该模型对案例机组在某一实际运行工况下的热力特性进行详细计算,在该运行工况下,低压缸第八级段、第九级段特征通流面积(CFA)较设计值偏差大,分别为6. 38%和17. 07%,其余级段偏差均在合理范围内,由此可初步判定第八级段、第九级段发生故障。     

CPR1000堆型机组主蒸汽压力持续降低的原因及影响

CPR1000堆型机组运行1~3 a出现了主蒸汽压力持续降低现象,与大亚湾M310堆型机组投运初期主蒸汽压力上升或维持现象不同。从核岛蒸汽发生器热力性能、核岛热功率变化、汽轮机热力性能等方面,分析引起主蒸汽压力降低的潜在原因。通过收集某在役核电机组运行数据,分析主蒸汽压力持续降低对热力系统与设备、再热系统及机组功率的影响。经分析,CPR1000堆型机组主汽压力持续降低的主要原因是蒸汽发生器热力性能降低,主蒸汽压力在一定范围内降低对常规岛二回路热力系统及设备、机组功率基本没有影响,若超过规定范围,会影响汽轮机的安全运行。     

基于单耗分析法的核电机组能耗分布评价

单耗分析法是基于热力学第二定律以分析产品单耗结构作为降耗指标的能耗评价方法。核电系统遵循单耗分析方法,其能耗评价方式可以分为:标准燃料损耗化及附加单耗分布形式和标准煤耗化及其附加单耗分布形式,体现出不同标准燃料下的能耗分布状况。针对国内最新引进的第三代非能动压水堆AP1000机组进行拓展研究,在保证核电机组安全运行的前提下,提高堆芯对一回路换热温度等级,同时相应提高二回路汽轮机系统工质参数,对提高核电机组效率有显著作用;常规岛中减小蒸汽湿度,有助于降低回热系统能耗。     

AP1000安全壳的优越性分析

福岛事故后,公众对于核电厂的安全性更加关注。而反应堆安全壳作为核电站最后一道安全屏障,其主要功能是能够在反应堆正常运行期间及事故工况下包容壳内的放射性物质,以避免对周围环境及社会公众造成危害。主要介绍第三代核电站AP1000的安全壳系统,并通过与现有二代堆安全壳对比的方式来论述AP1000安全壳系统的优越性。     

基于3KEYMASTER软件的核电站汽轮机数学模型与仿真

以福建宁德1000 MW核电机组汽轮机为研究对象,经过系统划分和对具体物理设备进行合理简化和假设后,建立了汽轮机组的动态数学模型。在3KEYMASTER仿真平台上进行了论证,经测试该模型能够正确反映核电站汽轮机的动态特性。     

我国第一台310MW核电汽轮机技术改进简介

主要介绍了安装在秦山核电站的我国自行设计自行建造的第一台31万千瓦压水堆型核电汽轮机运行情况。文中结合机组在投运后大修中的几项改进工作进行简要阐述，为今后核电汽轮机设计制造提供宝贵的经验。     

Study of an incrementally loaded multistage flash desalination system for optimum use of sensible waste heat from nuclear power plant

Existing practice of nuclear desalination cogeneration incurs loss of nuclear plant power generation because it competes for live steam with nuclear plant steam turbine. Such loss is completely avoided with the nuclear desalination plant design proposed in the present study. The plant called GTHTR300 is based on a high‐temperature gas reactor rated at 600 MWt. Gas turbine is used to replace steam turbine as power generator. The gas turbine converts about a half of the reactor's thermal power to electricity while rejecting the balance as sensible waste heat to be utilized in a multistage flash (MSF) plant for seawater desalination. A new MSF process scheme is proposed and optimized to efficiently match the sensible waste heat source. The new scheme increments the thermal load of the multistage heat recovery section in a number of steps as opposed to keeping it constant in the traditional MSF process. As the number of steps increases, more waste heat is utilized, and top brine temperature for peak water production is increased. Both tend to increase water yield. Operating with a similar number of stages, the new process is shown to produce 45% more water than the traditional process operating over the same temperature range. As a result, the GTHTR300 yields 56,000 m³/d water and generates 280 MWe power at constant efficiency with and without water cogeneration. Copyright © 2012 John Wiley & Sons, Ltd.