核级先导式安全阀的模块化设计

模块化设计是世界各国都在积极探索的新的设计方法.本文阐述了模块化设计的基本慨念,并对稳压器先导式安全阀进行了模块分析和模块划分.根据模块化设计方法,提出了核辅助系统的先导式安全阀国产化没计方案.     

核级先导式安全阀系列化功能模块管理系统开发

建立系列化功能模块数据库管理系统,按照模块化设计方法进行产品开发,利用成熟模块快速组成特定复杂产品,可显著提高产品设计效率。文章介绍了在IntePDM软件平台上开发核级先导式安全阀系列化功能模块数据库管理系统的过程,包括系统方案、模块及零部件管理、产品配置管理等。     

稳压器先导式安全阀碟形弹簧可靠性设计

针对稳压器先导式安全阀的整定碟形弹簧,采用应力—强度干涉模型法进行强度可靠性设计。根据可靠度计算结果,对碟形弹簧的几何参数进行了调整。调整后的碟形弹簧不仅满足设计变形量和承载能力的要求,其可靠度也满足可靠性指标分配的要求。通过安全阀整定弹簧的可靠性设计,可避免碟形弹簧在使用过程中产生过量的塑性变形,防止碟形弹簧因发生松弛对安全阀的压力定值精度造成影响。     

先导式安全阀零部件通用化系列化研究

文章针对先导式安全阀产品结构比较复杂、零部件数量和种类较多的现状,在零部件的级别上着重开展通用化和系列化研究,对先导式安全阀中的通用化零部件进行了系列化规划。利用专用软件作为参数化零部件数据库,对通用化零部件资源进行管理。     

正向FTF方法在核级先导式安全阀故障分析中的应用

在研究故障模式、影响及危害性分析法(FMECA)、故障树分析法(FTA)特点的基础上,通过FMECA与FTA之间的相互关系,提出了一种用于核级先导式安全阀故障分析的正向FTF分析方法。该方法既考虑了产品中每个功能故障模式及影响,又考虑了硬件、软件、人为和环境等因素以及多重故障的综合影响。利用该方法对安全阀的故障进行了定性分析,确定了安全阀系统的重要故障模式和可能引发安全阀重要故障的关键零部件。     

核动力装置稳压器安全阀可靠性建模

基于对核动力装置稳压器安全阀系统功能及任务剖面的分析,建立了基本可靠性框图和任务可靠性框图,并采用普通慨率法得到了相应的可靠性数学模型.该可靠性模型为下一步进行故障模式、影响及危害性分析(FMECA)和可靠性分配提供依据.     

旋转机械转子可靠性设计分析

本文在查阅了有关旋转机械转子大量试验数据的基础上,从设计角度分析了旋转机械转子系统的各种失效模式及其影响;首次引入了可靠性设计方法对旋转机械转子零部件主要失效模式的初始可靠度及失效率进行了计算,解决了定量可靠性分析中所需参数很难确定的问题,对旋转机械转子系统进行了定量的危害性分析,得出了旋转机械转子系统可靠性设计中初始可靠度最低的失效模式是转子振动过大,危害度最高的失效模式是转子强度破损,这为旋转机械转子系统的可靠性试验与寿命试验的开展指出了方向.     

核动力装置可靠性设计与分析

在新型核动力装置反应堆及一回路系统研制过程中,贯彻了可靠性设计的思想,开展了必要的可靠性工程活动,运用可靠性维修性设计与分析技术,针对一代产品的运行经验和信息反馈,采取了若干故障预防措施,对提高系统和设备的可靠性水平起到了积极的作用.     

稳压器安全阀泄漏原因分析

针对稳压器安全阀在使用现场试验时出现的泄漏问题开展专项研究,全面展开包括拆检、零部件外观和关键尺寸检查、初步原因分析、原因分析结果排查、同轴度检测、释放阀对比试验、零部件更换、冷态密封性试验和热态试验的工作,找出安全阀故障的主要原因,制定和实施相应的改进措施对4台稳压器安全阀进行修复。试验结果表明,找出的故障主要原因准确,制定的改进措施得当。改进后产品出厂的检验和试验表明,稳压器安全阀的质量已得到根本改善,全面提高了产品的可靠性。     

三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究

稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。     

GO法在CEFR核级循环冷却水系统的动态可靠性分析

根据CEFR的核级循环冷却水系统的设计和运行特点,基于GO法原理建立了该系统可靠性分析动态计算模型。针对动态分析问题,应用马尔科夫过程理论建立了三种特殊故障模式的部件可靠性参数随时间变化状态转移方程,创建并导出互备自投门的可靠性参数随时间变化的状态转移方程。在此基础上,数值模拟计算了系统的典型运行工况动态可靠性分析。结果表明,该系统的平均可靠度达到0.999 92,说明其设计和设备选型具有很高的可靠性;典型动态分析结果表明,该模型可以合理地计算典型瞬态工况下系统的可靠度随时间的变化。最后对系统进行定性分析。     

M310机组稳压器先导式安全阀的应用及两向分配器故障判断

稳压器安全阀是核电厂第二道安全屏障的重要组成部分,是保护反应堆冷却剂系统压力边界完整性的关键设备。三哩岛事件的主要原因之一就在于其稳压器安全阀因故障未能自动回座,最终发生“LOCA”失水事件,由此引发国内核电从业人员的重点关注。针对目前M310机组所用的先导式安全阀组,介绍了每个阀组的组成及相应功能,分析了先导式安全阀结构及动作原理。其中两向分配器是先导式安全阀的控制机构中的核心部件,通过实体测绘和三维建模的方法,对两向分配器的内部结构和开关动作原理进行了阐述,并根据具体结构分析了两向分配器产生内漏的原因及内漏在不同工况下的危害,结合现场安装、调试和检修的实际经验提出了两向分配器内漏的排查和处理方法,为其他核电机组提供借鉴和参考。     

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析。以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

200MW低温核供热堆应急电力系统的可靠性分析

简要介绍了２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统的设计特点，并用故障树分析方法，对其应急电力系统的可靠性进行了分析，从理论上论证出现有简化的２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统设计方案的安全母线供电可靠性指标在保留小数点后４位要求时，与采用一般核电厂应急电力系统设计方案时相一致。     

核级扩张式抗性消声器数值仿真设计

针对非能动核电站管道排气消声器的工作环境和技术要求,采用有限元分析软件ANSYS对多节扩张室加内插管的抗性排气消声器进行声传递损失和流体压力损失的数值仿真计算。分析了不同结构参数对消声器声传递损失、通过频率和压力损失的影响,并以此为依据,合理确定消声器的结构参数组合,得到性能较好的管道排气消声器。     

放射源结构壳可靠性设计

采用安全系数法和可靠性设计方法开展了放射源结构壳的设计,并进行了比较分析和抽样试验。研究结果表明,在满足同样安全性的前提下,可靠性设计方法可有效减小放射源的质量和体积,并且能确定放射源结构壳在一定条件下的可靠度,是较优的设计方案。     

田湾核电站TVS-2M先导组件堆芯热工水力分析

田湾核电站一号机组于第5燃料循环装入6组TVS-2M先导燃料组件,并将经历从第5燃料循环到第8燃料循环4年的堆内运行。本文通过对先导燃料组件堆芯热工水力分析,堆芯运行实际试验测量以及组件变形检查,验证了热工水力设计程序计算模型的合理性以及计算结果与试验结果的符合性。结果表明,TVS-2M燃料组件与AFA燃料组件具有良好的相容性,从而证实了过渡循环条件下反应堆运行的安全性和可靠性。     

核电主设备分析法设计中应力线性化路径可靠性及优化分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。在确定性分析法设计的基础上,本研究基于概率统计理论,利用可靠性及优化分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的主观不确定性因素(应力线性化路径选取),选取核电主设备典型结构形式——蒸汽发生器过渡锥体段为研究案例,首先对影响应力线性化路径选取的参数进行敏感性分析。随后,优化出最佳应力线性化路径。本研究方法为工程设计中应力线性化路径的选取提供建议。同时,该方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。