QKM冷冻水投运前透光率低的原因分析及解决办法

文章针对QKM系统冷冻水投运前透光率远低于运行限值的问题,通过对水中杂质的分析,发现引起透光率的主要原因是铁含量高,这是由于补给水中二氧化碳及溶氧高导致管道腐蚀造成的。通过向系统加入磷酸钠提高系统pH值减缓了腐蚀,使系统水透光率明显提高,达到了运行要求。     

大温差冷冻水系统在核电厂中的应用研究

文章从运行能耗、核电厂核岛厂房布置及初投资三方面分析核岛厂房内空调冷冻水系统采用大温差设计的意义。在理论分析的基础上,通过公式推导计算,探讨大温差冷冻水系统相对于常规冷冻水系统在运行节能方面的优势。结合低温送风技术分析大温差技术对降低核电厂空调系统的初投资和改善核岛厂房布置的重要意义。     

甲基苯骈三氮唑和磷酸钠对铜及不锈钢的缓蚀性能研究

针对含铜冷却水系统发生的腐蚀问题,采用电化学测试、浸泡试验及动水试验等方法,研究了缓蚀剂对铜和不锈钢的缓蚀性能和缓蚀机理。结果表明：甲基苯骈三氮唑+磷酸钠复配方案对铜的缓蚀效果最佳,无论纯水还是恶劣水质条件下,缓蚀剂对铜均具有优异的缓蚀作用。同时,缓蚀剂中的磷酸钠提高了不锈钢的击穿电位,因而提高了不锈钢的抗腐蚀性能。     

某三代核电站电气厂房冷冻水系统功能与布置设计

为确保核电厂的主控室、电气厂房控制柜间内的DCS设备、应急硼注入系统及中、低压安注泵的正常运行以及主控室操作人员的可居留性,需合理布置电气厂房冷冻水的管道和设备。本文介绍了电气厂房冷冻水系统的设计研发过程,详细分析了其系统功能。通过对设备和管道布置的功能性、可靠性、可操作性和经济性等布置原则的分析,完成了系统设备和管道的布置,为核电站的安全运行提供可靠的保障。     

核电厂最终热阱冷冻水系统研究

针对特殊地域环境下可能出现的重要厂用水系统(SEC)夏季水温过热的现象,提出了核电厂SEC系统采用机械通风冷却塔二次循环冷却方式及采用直流冷却方式下最终热阱冷冻水系统的选取方案,并对方案进行对比,确定最终热阱冷冻水系统采用板式热交换器的方式。通过理论分析,给出采用板式热交换器方式时冷冻水系统制冷量的确定方法。     

M310核电机组凝汽器运行方式优化

国内核电厂的常规岛循环冷却水系统通常是采用海水直流供水方式,主要由凝汽器、循环水泵及管网系统组成,是保证汽轮发电机组经济、安全、稳定运行的关键设备。针对凝汽器单侧运行方式对机组产生的不利影响,系统性地分析了凝汽器、循环水泵设备运行特性及相互之间的影响,并通过凝汽器单侧运行现场操作试验和数据分析循环水系统功能设计改进的影响。经过现场试验验证与分析计算,确定了循环水泵运行的实际工况点,分析了凝汽器实际运行冷却管内流速变化的影响,为凝汽器循环水系统运行方式优化提供了数据依据。     

核电厂风冷机组和冷冻水循环泵供电可靠性研究

通过对M310核电机组电气厂房冷冻水系统的风冷机组控制系统及供电方式和冷冻水循环泵供电方式的分析,结合福清核电1~4号机组调试和运行期间风冷机组的运行经验反馈,提出了风冷机组和冷冻水循环泵现有的供电方式的不足之处,并给出了改进建议。通过对改进前后的运行方式和安全可靠性进行深入分析探讨,改进后的供电方式可使冷冻水循环泵和风冷机组具有更高的安全可靠性。     

田湾核电站核岛设备冷却水系统缓蚀剂的电化学行为研究

针对田湾核电站核岛设备冷却水系统(KAA)发生的腐蚀问题,采用电化学方法研究缓蚀剂对铜和不锈钢的腐蚀电化学行为和缓蚀机理。结果表明:甲基苯骈三氮唑(TTA)+磷酸钠复配方案在含有微量氯离子和模拟恶劣水质条件下对铜具有较为理想的缓蚀性能。同时,缓蚀剂中的磷酸钠提高了不锈钢的击穿电位,因而提高了不锈钢的抗腐蚀性能。     

岭澳二期电气厂房冷冻水系统设计改进

电气厂房冷冻水系统(DEL)作为安全相关系统(DCS/DVC)的支持系统,若DEL系统丧失,将会导致DVC和DCS系统不可用,而DCS设备的不可用,将直接导致核电机组的安全操作不能正常进行,核电机组的安全状态不能监视,这样将会使整个电站处于非受控状态,更为严重的后果将是可能会因此而引发核安全事故。因此,DEL系统的丧失是不可接受的,DEL系统的可靠性将直接影响到DCS设备运行的安全性、可靠性以及主控室的可居留性。对DEL系统的设计优化以及消防改进,对DEL管道布置产生了巨大的影响。根据厂房的实际情况和厂房设计的通用原则,重新布置,新增了设备、管道、支架及其附件,同时进行力学计算,以确保系统的优化设计的实施。改进后的电气厂房冷冻水系统保证了正常运行、SSE、H1工况、LOCA工况期间及事故以后对相关通风系统的有效支持,进而为核电站的运行提供了可靠的安全保障。     

CANDU6慢化剂系统丧失冷却情况下的温度分析

压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平,并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。