全球首台高温气冷堆核电站主氦风机通过验收

<正>4月16日,全球首台四代核电"心脏"装备——高温气冷堆核电站示范工程主氦风机通过验收。高温气冷堆核电站示范工程是中国"十一五"中十六项重大专项之一,主氦风机是中国具有完全自主知识产权、具备第四代核能系统安全特性的高温气冷堆核心设备,被喻为高温气冷堆的"心脏"。其功能是在反应堆启动、功率运行和停堆等工况时,提供足够流量的氦气通过一回路系统,将反应堆芯产品的热量带走。     

极端运行环境温度下模拟机车电缆与附件绝缘界面压力的松弛特性

近年来，高速机车用柔性电缆终端在极端环境温度下事故频发，严重影响了铁路运输安全性。为此，根据实际机车运行的极端运行环境温度(–40～90℃)，通过对比与分析电缆附件用硅橡胶材料在高温、低温及高低温循环过程中的弹性模量变化及其扩张态下的应力松弛特性，探讨了极端运行环境温度对电缆与附件绝缘界面压力的影响规律。研究结果表明：扩张态的硅橡胶材料在高温90℃下的面压松弛率近30%，在低温–40℃下的面压松弛率约10%～20%，而在高低温循环(–40～90℃) 120 h后，面压松弛率高达50%。因此，极端环境温度下电缆与附件绝缘界面压力的大幅度下降或将对机车电缆终端的绝缘性能产生显著影响。     

适应极端高温环境的兆瓦级风力发电水冷系统

在常规环境温度下使用的兆瓦级风力发电变流器水冷系统在极端高温环境时会出现散热量衰减,导致变流器温升超标,不能正常工作。提出在常规变流器水冷系统的基础上串联空气压缩机制冷的风冷制冷设备,通过水箱蓄冷和电动三通阀开闭,实现变流器主水循环与制冷设备换热,满足极端高温环境风力发电变流器散热降温的要求。这种新的水冷系统在环境温度超过45℃、投入热负荷82 kW条件下,热负荷回水温度低于46℃,并且由于制冷设备的运行,空气散热器散热量比常温下减少1/2。由于该类水冷系统为密闭式水循环,节约水源,而且通过系统控制实现了水冷系统的节能运行。     

核电站厂用配电设备发热量实用计算方法

核电站厂用配电设备有干式变压器、中压开关柜、低压开关柜以及进出配电室的电缆等,这些电气设备发热量大小是配电室的暖通关键设计输入参数。厂用配电设备发热量计算需根据电气设备工作效率和核电站运行工况进行计算,可采用估算法或精确计算法两种发热量工程实用计算方法,满足核电站厂用配电设备在不同设计阶段下的发热量计算需求。     

核电机组中对除氧器的性能要求

分析了核电站汽轮机旁路系统的运行工况,计算了核电站汽轮机旁路的运行参数.在汽轮机旁路运行工况下,解析了各种型式除氧器内部压力的变化情况.从一体化除氧器内部压力迅速上升的现象分析,认为可对系统优化或改进除氧器设备的内部结构,以解决在此工况下除氧器的超压问题.     

核电站抗震电源柜设计

<正>根据核电站设备的使用环境和安全级别要求,设备分为核级和非核级。其中核级产品定义为安全级1E级设备,其基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能。核电厂1E级机柜,是属于保证核电站安全可靠运行的安全级设备。此类设备的作用包括反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量,防止放射性物质向环境过量排放等作用。此类设备的设计要求在正常环境和地震载荷下必须能正常运行,保证其原有的性能,完成对各种仪表、电气的供电,信号的连接或扩展。并且还具有对现场工况进行显示和控制等功能。     

提高全膜电容器使用环境温度的尝试

对于应用在发电机保护断路器成套装置中的电容器,要求其长期运行在较高环境温度下.笔者从提高电容器使用温度的角度,对聚丙烯膜浸渍苄基甲苯电力电容器进行了高温条件下的老化试验和过载试验研究,分析了提高全膜电容器使用温度的可能性及极限温度,认为该介质结构的电力电容器在心子温升不超过10℃时,可连续运行在80℃高温环境中.     

空气源热泵直接地板辐射采暖实验研究

搭建了空气源热泵直接地板辐射采暖的实验平台,对其采暖效果、运行能效以及蓄热效果进行实验研究。结果表明,新型系统供暖效果良好,-10℃以上环境温度下室内温度可稳定在20℃左右;室外温度10℃时系统COP为4.25,室外温度-10℃的COP可以达到3.65;地板采暖系统的蓄热效果良好,室外温度0℃停机120 min后室内温度仍可维持在12℃以上。     

核电站蒸汽管道破口事故给水系统暂态模拟分析

在给水系统出现暂态工况时保证反应堆安全运行,提高机组运行的可靠性是核电常规岛设计的基本原则。运用AFT软件对发生蒸汽管道破口工况时的给水系统进行模拟分析,通过迭代计算,完成给水系统的暂态分析,满足核电站最小给水量要求,为核电站的安全运行及控制系统的设计提供依据,模拟结果证明破口后给水流量满足核岛要求,验证了某核电站给水系统设计的合理性。     

核电机组低压安注试验限流孔板调整计算

当反应堆发生事故时需要安全注入系统向反应堆注入冷却水以减轻或控制事故发展。核电站日常运维中需要执行低压安注试验以验证不同工况下安全注入系统向反应堆注入冷却水的流量是否满足设计要求。当试验结果不满足设计要求时需要对低压安注系统相应管路上的限流孔板孔径进行调整。通过对限流孔板计算分析和复杂管路的管路特性的分析结合伯努利方程给出了低压安注试验中涉及的限流孔板孔径调整计算方案。通过某核电站4号机孔板调整实例验证,理论计算的孔板孔径与实际偏差不足1%。实践表明,提出的限流孔板孔径调整计算方案能够满足工程需求。     

基于半导体制冷-相变材料的电池热管理

相变材料用于锂离子电池冷却时,可能会受环境温度的影响;半导体制冷片用于电池冷却时,通常要对发热端进行液冷,结构较复杂。为解决上述问题并实现优势互补,提出一种半导体制冷片结合相变材料的锂离子电池热管理思路。建立三维传热模型,进行仿真计算。在散热工况下,环境温度分别为25℃、35℃和45℃时,5 C恒流放电的方形(70 mm×27 mm×90 mm)磷酸铁锂锂离子电池的最高温度始终都在60℃以下;在加热工况下,环境温度为-10℃、-20℃时,使本身不产热的电池的最低温度达到0℃,分别需加热223 s、479 s。该热管理结构既可满足电池在不同环境温度下的散热需求,也可实现低温下较好的加热效果。     

核电站凝汽器单列运行安全性评价方法研究

国内核电站凝汽器发生多起钛管断裂事件,分析显示支撑板跨距偏大是主要原因之一。对美国热交换学会(HEI)凝汽器标准的跨距计算方法适用范围进行探讨,指出核电厂凝汽器在冬季半列等特殊运行工况下热力参数超过标准的适用要求,并提出凝汽器多工况下跨距的修正计算算法。核电厂凝汽器跨距的设计可采用该修正算法,并结合支撑板实际合理的安装情况,综合选取较为保守的方案。结合凝汽器传热学模型和流体弹性激振模型,建立了某核电站凝汽器全年不同海水温度下的单列运行电功率指导图。     

昌江核电站主泵电机飞轮结构探讨

核主泵电机作为核反应堆一次回路的关键设备,其对核电站运行有重要的作用。主泵电机飞轮作为蓄能装置有助于在事故时增加核电站应急反应时间。通过对飞轮进行解析法和有限元法的计算,证明飞轮的设计满足结构强度和脱落要求。     

高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备国产化研究与实践

在我国高温气冷堆核电站示范工程建设之前,国内锻件、钢板制造单位都缺乏铬钼合金钢材料要求无延性转变温度RTNDT≤-25 ℃落锤试验的制造经验,相关材质需要依靠进口。文章分析了金属堆内构件设备的设计要求及其制造难点;指出了在实现示范工程金属堆内构件设备国产化过程中所遇到的质量问题和解决办法等;针对堆芯壳易变形的特点,提出了控制措施,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化提供经验借鉴。     

核电蒸汽发生器堵管技术研究进展及其在高温气冷堆的应用前景

高可靠性的蒸汽发生器堵管技术是核电站安全运行的重要保障,与压水堆相比,以高温气冷堆为代表的第四代核电技术由于蒸汽发生器内传热管服役温度显著提高,对现有的蒸汽发生器堵管技术提出了新的挑战。对此,本文首先基于国内外文献报道,总结了现有压水堆蒸汽发生器堵管技术的工作原理与技术特点;其次,总结了国内外蒸汽发生器自动化堵管系统的开发与应用现状;之后,就高温气冷堆蒸汽发生器的服役工况与场地条件,提出了现有堵管技术在高温气冷堆应用方面面临的挑战及改进方向;最后,针对堵管技术的发展现状与高温气冷堆的技术需求,从装备要求、施工可行性和堵头质量的长期有效性等方面指明了自动化堵管技术的发展方向,以期为高温气冷堆蒸汽发生器自动化堵管技术的发展提供借鉴。     

高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备的国产化实践

在我国高温气冷堆核电站示范工程建设之前,国内锻件、钢板制造单位都缺乏铬钼合金钢材料要求无延性转变温度RTNDT≤-25℃落锤试验的制造经验,相关材质需要依靠进口。文章分析了金属堆内构件设备的设计要求及其制造难点;指出了在实现示范工程金属堆内构件设备国产化过程中所遇到的质量问题和解决办法等;针对堆芯壳易变形的特点,提出了控制措施,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化提供经验借鉴。     

高温空气发生器中蜂窝陶瓷蓄热体性能研究

介绍了高温空气发生器研制的重要性 ,为验证研制高温空气发生器过程中蜂窝陶瓷蓄热体设计的可行性和合理性 ,进行了相关实验研究。实验结果表明 :高温空气发生器运行时空气流过蜂窝蓄热体的阻力比较小 ,通过使用蜂窝蓄热体进行热交换可获得 1 0 0 0℃以上的预热空气 ,且得到蜂窝陶瓷蓄热体相关的换热性能 ,说明蜂窝陶瓷蓄热体的设计能满足高温空气发生器研制的要求     

极端高温下10kV电缆中间接头载流量分析

随着世界各地夏季环境温度不断升高,电缆中间接头的工作环境正在恶化。为此,文中基于有限元法建立10 kV三芯电缆及其中间接头仿真模型,分析不同环境温度和不同电流下中间接头的温度分布。首先,开展温升试验,得到电缆中间接头表面的稳态温度,验证仿真模型的准确性;然后,拟合不同环境温度下中间接头高压载流导体表面温度与电流的函数关系,以此可以计算不同极端环境温度下中间接头的极限安全载流量。结果表明,环境温度升高对中间接头高压载流导体表面的温度分布趋势几乎没有影响,在外护套外表面处也满足此规律。中间接头高压载流导体表面温度与电流近似成二次函数关系。当电流幅值为480 A、环境温度为75 ℃时,高压载流导体表面与外护套外表面最高温度分别是环境温度为30 ℃时的1.57倍与1.69倍。当环境温度超过55 ℃时,按照国标规定的持续允许载流量会使中间接头高压铜导体表面温度超过最高允许运行温度90 ℃。考虑到自2020年起夏季环境温度持续增加,现行国标中10 kV铜导体三芯交联聚乙烯绝缘电缆中间接头的持续允许载流量须被修正。     

基于有限元仿真的配电网主设备极端条件下寿命评估方法研究

电力设备在高温、高湿、重载等极端条件下运行,将严重影响电网安全稳定运行和公共安全,亟须研究配电网主设备在多重极端条件下的运行状态影响机理及其寿命预测技术。提出以演化机理与有限元仿真相结合的设备运行状态演化模拟技术,根据设定的外部边界条件,以有限元仿真计算内部各区域场强、压力、温度等指标,融合演化机理Arrihenius公式,得到设备老化率模型,从而实现对配电网设备老化状态与运行寿命的预测评估。     

核电站1E级柴油发电机组设计

为确保核电站的安全运行,要求核电站具备非常可靠的供电系统。在国内核电站中,除了500 kV和220 kV开关站作为核电站应急状态下的外部主备用电源外,还利用柴油发电机组作为后备电源向应急厂用设备供电,以确保反应堆安全停堆。就某核电站1E级柴油发电机组成套设计方案进行分析,为之后核电站应急柴油发电机组的设计提供参考。