主蒸汽隔离阀执行机构液压系统超压分析

秦山核电厂二期扩建工程的主蒸汽隔离阀执行机构在调试和运行中经常出现超压现象。通过对执行机构中氮气随温度的变化情况进行分析可知,超压的根本成因是:蓄能器活塞未设置温度补偿间隙,液压油随温度膨胀后,蓄能器无膨胀空间导致超压。提出了在超压发生时的临时处理方案,设计了主蒸汽隔离阀泄压模块并现场应用,成功解决了主蒸汽隔离阀执行机构超压问题。     

核电厂主蒸汽隔离阀研制难点分析

以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材料的质量保证、阀门密封性能、样机的鉴定等方面进行分析,相关内容在主蒸汽隔离阀的国产化过程中均得到了验证。      

主蒸汽隔离阀样机地震静载试验研究技术探讨

为验证阀门在地震载荷作用下的结构完整性和可操纵性,本文探讨了具有正常开启和关闭功能及安全快速关闭功能的主蒸汽隔离阀地震静载试验的技术要点,幵以一个实际样机试验为例,描述了主蒸汽隔离阀样机地震静载试验的试验方法及其试验结果。试验结果表明其结构完整性和可操纵性满足要求。     

华龙一号主蒸汽隔离阀结构特点及原理分析

主蒸汽隔离阀是核电站主蒸汽系统的最重要组成部分,起着举足轻重的作用,结合福清5号机组华龙一号的MSIV情况,对阀门的功能作用、阀体结构、执行机构部件组成进行了梳理和分析,然后对阀门的动作原理和运行模式进行了简介,以期对后续主蒸汽隔离阀的安装、调试、维护提供参考和指导。     

某核电厂主蒸汽管道应力分析

本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。     

核电厂主蒸汽隔离阀控制系统故障分析及可靠性提升

主蒸汽隔离阀是核电厂核岛与常规岛间主蒸汽管线上最重要的隔离设备,主要介绍了秦山第二核电厂1/2号机组主蒸汽隔离阀控制系统功能及控制原理、故障模式分析。结合历史故障统计得出系统的薄弱点—限位开关,并对限位开关故障失效机理和根本原因分析进行了重点阐述,最后针对系统的可靠性提升从人、机、料、法、环5方面提出了改进措施,对国内其他在役核电厂主蒸汽隔离控制系统维护和改进有一定的借鉴和参考意义。     

压水堆核电厂ASG汽动泵蒸汽入口隔离阀开启故障分析

针对国内多个压水堆核电厂出现的辅助给水系统（ASG）汽动泵蒸汽入口隔离阀无法按照要求开启的故障,采用故障树分析法进行故障根本原因分析,确定故障的根本原因为填料摩擦力过大或弹簧力过小,采用对阀门石墨填料换型为特氟龙填料彻底解决了故障。      

压水堆核电厂主蒸汽管道汽锤计算分析

通过简化计算的方法求解压水堆核电厂主蒸汽管道汽锤压力。应用PIPENET软件对某百万千瓦级核电厂蒸汽发生器到主蒸汽母管之间的核岛主蒸汽系统进行建模。利用瞬态计算功能模拟汽锤发生及衰减过程,给出最大汽锤压力、管系中最大汽锤载荷、该载荷发生的时间及管道位置。分析了直管段长度及阀门关闭时间对汽锤现象的影响,在其他条件不变的情况下,直管段越短,汽锤能量越低;阀门关闭时间越长,汽锤能量越低。     

核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析

核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高,是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声,最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析,研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。     

"华龙一号"主蒸汽隔离阀控制特点及现场问题处理

主蒸汽隔离阀作为核电厂控制二回路通断的重要关键设备,长期依赖进口."华龙一号"福清核电5号机组采用首台国产化主蒸汽隔离阀设备,不仅满足正常开关、五秒快关和局关的设计要求,还可通过"带载"试验检查阀门快关电磁阀和分配阀的可靠性.以福清核电5号机组为例,说明国产主蒸汽隔离阀的控制原理和特点,比较与M310机组在系统设备和逻...     

压水堆核电厂运行模式总体设计研究

根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求,然后根据确定的运行模式功能要求,进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计;最后对采用该运行模式的核电厂进行堆芯功率能力分析和相关事故分析,结果表明采用该运行模式的核电厂是安全的;以先进的六十万千瓦级中国压水堆（ACP600）核电厂运行模式研制的全过程为实例进行论述,结果也表明了本文的运行模式总体设计方法切实可行。      

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热（DCH）是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法（ROAAM）,利用双隔间平衡（TCE）模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明：熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。     

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。     

基于Simulink仿真技术的压水堆核电厂仪表控制调试分析研究

基于Simulink仿真平台,构建超前滞后单元、微分单元等运算逻辑模块的数学模型。针对调试现场工作中遇到的具体问题,在关键模块分析、控制器分析、涡流探测问题处理等众多方面运用该仿真模型,模拟试验过程动态控制特性,分析实际响应趋势,并对其进行仿真研究,提出具体解决方案。实际调试过程证明,运用仿真技术查找问题,优化控制参数,修改控制策略,对于及早发现问题、推动试验进程、缩短调试工期、提高调试质量有着十分重要的意义。     

某核电厂电动远传隔离阀失效分析与试验研究

对某压水堆核电厂电动远传隔离阀故障进行原因分析及治理。通过金相试验与现场实测阀门相关性能曲线,诊断隔离阀电动头离合器托板断裂的直接原因是电机多次启停造成的反复冲击载荷,根本原因是隔离阀系统部件间不匹配。理论分析并试验验证了增大驱动力矩、减小阻力矩等改进措施的可行性与有效性。试验还发现当电动头输出转速减半后,阀门动作过程中的平均摩擦力降低约30%;压盖紧固力矩减半后,阀门动作过程中的平均摩擦力降低约50%。     

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。     

RRA入口隔离阀控制逻辑改进分析

针对大亚湾核电站原始设计中反应堆余热排出系统(RRA)的入口隔离阀控制逻辑的设计不满足单一故障的情况,提出增加2台压力变送器的改进方案。通过定量化计算,评价改进方案对RRA及机组堆芯损坏的影响。     

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。      

《压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求》标准送审稿审查暨标准认可技术审查在京召开

正2014年9月23日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织有关单位专家和代表在北京召开了能源行业核电标准《压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求》标准送审稿审查暨标准认可技术审查。共有来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核动力研究设计院和上海核工程研究设计院等9家单位的19位专家和代表参会。