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。     

基于壳侧流场的电站凝汽器冷却管汽流激振评估的数值模拟

为了更好地评估凝汽器冷却管的汽流激振情况,提高电站凝汽器的安全保障,采用数值模拟方法,对凝汽器喉部和壳侧分别进行蒸汽流动的模拟,其中壳侧蒸汽流动的模拟以喉部出口流场作为入口条件,基于凝汽器壳侧流场分布计算了用于判别汽流激振的参数—临界横流速度和风险系数,从而完成对冷却管汽流激振的评估研究。对某凝汽器模拟研究结果表明:该凝汽器两侧上方“树枝”间管束模块外围冷却管处汽流激振的风险系数约为1.2,存在很大的汽流激振可能性,所评估的汽流激振位置与该凝汽器冷却管振动失效位置有一定的吻合度。该方法可以在管束横截面上对凝汽器冷却管进行更具体细致的评估。     

凝汽器冷却管克服汽流冲击振动的研究

汽流冲击振动是凝汽器内冷却管破坏的主要原因之,该文从凝汽器喉部流动特性研究入手,分析了汽流冲击冷却管振动的特点。经过数值计算和分析,获得了凝结区内冷却管汽流冲击力的区域分布情况,进而讨论了冷却管汽冲冲击激振的不均匀性。根据上述结论,文中给出基于区域的支了在格板间距,并对实际的设计进行了校核计算。     

某型百万千瓦级核电机组水环式真空泵运行特性分析

随着国产百万千瓦级压水堆核电机组数的增多,研究配套凝汽器真空泵运行特性,提高其可靠性具有重要意义。以某核电机组配套某型双级水环式真空泵为研究对象,历史运行数据分析表明其抽吸能力满足设计要求和机组运行需求。该型真空泵运行时容易诱发异常振动,根据振动理论、真空泵工作原理和真空泵结构特点等诊断为空化所致;空化时振动特征明显:垂直向振动幅值明显高于水平向的;第二级泵腔振动幅度比第一级的更剧烈;振动分量均以叶片通过频率为主,第二级叶片通过频率分量往往高于第一级的。工程实践表明通过补气回路及时补气,改善板式换热器换热能力等措施可有效缓解该型真空泵空化。     

压水堆核电站凝结水精处理系统设置方案研究

基于核电机组的设计和运行经验分析各种工况下压水堆核电站凝结水精处理系统运行的技术和经济效益,提出了凝结水精处理系统的设计原则为:核电机组凝结水精处理系统功能应满足机组起动和凝汽器发生冷却水泄漏时凝结水的净化需要,以便在机组正常运行时可不投运该系统;以海水作为冷却水时,应设置全流量的凝结水精处理系统;以淡水作为冷却水时,应根据冷却水含盐量、凝汽器泄漏允许值、二回路水质控制标准、蒸汽发生器排污量等相关因素经综合计算确定设计容量.凝结水精处理系统应采用“阳床-混床”工艺.     

核电凝汽器管板的选择

核电机组配置的凝汽器比火电机组配置的凝汽器有更高的安全、可靠性要求。这不仅要求空气不能泄漏入凝汽器的汽侧 ,还要求水侧的冷却水不能泄漏入凝汽器的汽侧。故对管板的材质、结构形式及管子与管板的连接严密性提出了新的设计要求。     

压水堆核电机组火用成本分析的矩阵算法

为进行复杂能量系统的热经济学分析和评价,找出提高核电机组热经济性的新途径,基于火用经济学理论和矩阵算法,建立了压水堆核电机组热力系统火用成本分析通用模型。以某900 MW压水堆核电机组热力系统为例,进行了39股火用流的单位火用成本计算及分析,并对具体设备提出了明确的优化改进措施。结果表明:沿热力循环方向,各股火用流的单位火用成本先增加后减小;凝汽器输出火用流的单位火用成本最高,为7,1754,其次是凝结水泵和1号低压加热器,分别为5,249和4,1911。矩阵算法较常规火用成本分析法具有构造简单、矩阵元素填写法则简便、物理意义明确和规律性强等优点;利用矩阵算法的易编程性,便于开发出相应的计算及分析软件,进而为核电机组热力系统优化及故障诊断奠定理论基础。     

大型核电机组接入电网的稳定性研究

核电机组具有单机容量大、核安全要求高,且对电网扰动敏感等特征。以大型压水堆核电机组为研究对象。建立了压水堆模型,利用时域仿真法及暂态能量函数法研究了核电接入电网的暂态稳定性．以三门核电机组接人浙江电网的枯水季节最大运行方式作了算例分析。仿真计算了电网短路故障和N-2故障类型扰动下的系统及核电机组的暂态稳定性。结果表明,三门核电机组能承受电网的一般故障且接人对电网暂态稳定的影响很小,电网具有较强的稳定性。     

凝汽器冷却管在蒸汽侧的腐蚀和防止措施

凝汽器冷却管在蒸汽侧发生的腐蚀问题易被忽视.汽侧的腐蚀有别于水侧的腐蚀,冷却管在汽侧的腐蚀不但与低压缸的高速排汽流和凝汽器的负荷有关,还与冷却管的材质和某些结构布置有关,也与附加流动液体的正确排入有关.实旋防范措施可以杜绝冷却管在凝汽器蒸汽侧的腐蚀.     

大型核电站的建模及接入电网的相互影响

为了对大扰动下核电机组接入电网后的相互影响进行研究,基于能量定理和压水堆核电站的工作原理推导出其数学模型,并将大型压水堆核电站的一回路和二回路系统作为汽轮发电机的调速器建立了适用于研究电力系统在大扰动下的暂态和中期动态分析的核电机组的数学模型,在此基础上对大型压水堆核电站接入电网后的影响从潮流、短路电流的水平等方面进行...     

考虑核电参与的调峰优化运行模型

综合考虑核电调峰成本及安全约束,建立了考虑核电参与调峰的优化调度模型。该模型从经济性和安全性两方面定量分析压水堆核电机组的调峰成本,并引入核电安全价值系数实现经济安全的协调平衡,以机组联合运行总费用最低作为优化目标;在调度问题常规约束条件的基础上,计及了考虑调峰深度和线性功率变化速率的工况转换时间耦合约束条件以满足核电调峰安全运行要求。算例仿真验证了所建立模型的有效性;在调峰运行方式下,核电机组满足安全约束要求,并能够根据系统实际需求选择最优调峰深度和功率变化速率;核电机组参与调峰能够缓解常规机组的调峰压力,减少火电机组启停调峰频率,提升电力系统运行的经济性。     

凝汽器水室平衡循环水管道盲板力的研究分析

通过对核电循环水管道盲板力和凝汽器及汽轮机低压缸整体受力的研究分析,阐述循环水管道盲板力对机组安全运行的影响,改变了凝汽器水室接管的自身结构,采用在水室接管上设置盲板力平衡装置的方法,平衡了循环水管道的盲板力,确保了机组的安全运行。     

核电厂汽轮机阀门活动性试验期间机组负荷异常波动分析

某核电厂1号机组执行功率平台阀门活动性试验期间,引起机组负荷大幅波动,严重影响核电机组安全稳定运行.主要围绕阀门活动性试验引起电功率大幅波动的问题,基于西门子半速汽轮机阀门活动性试验原理进行原因分析,并利用MATLAB建模仿真和西门子核电半速汽轮机调节系统仿真模型,提出逻辑优化方案.优化后,核电机组运行稳定,能满足核电站对安全性和可靠性的要求.     

核电机组参与电网调峰的运行方式及效益分析

核电面临着越来越大的调峰运行压力。研究了核电机组的功率调节、长期低功率运行及延伸运行等调峰运行性能,提出了核电机组参与电网调峰的运行方式。在计算分析核电机组的调峰成本和效益的基础上,提出了核电参与电网调峰的运行位置、判据及调峰平衡算法,并结合实际电网算例作了计算分析。结果表明,核电具有较好的调峰能力,且成本较低,可参与电网日调峰、周调峰及年负荷跟踪,但其调峰深度和速度受到安全经济性的限制。核电机组适当调峰运行,可以提高系统安全性和灵活性,提高资源配置效率。     

时隔34年美国重启核电审批

美国核管理委员会（NRC）宣布批准2台AP1000核电机组的建造和运行联合许可证（COL）。美国在核电领域一向谨慎,这次批准意味美国将重启核电。自1979年三哩岛核电事故之后,美国已有34年没有新建核电机组。南方电力公司下属的南方核电运行公司SNC（Southern Nuclear Operating Company）拟建设2台电功率各为110万千瓦的AP1000核电机组。AP1000是先进的非能动压水堆,其与二代核电机组的最大差别在于安全系统。发生紧急事故时,三代非能动机组不需要外部应急电源,而是利用重力、势能（高位水箱）、自然循环和蒸发等自然的现象,驱动冷却水以冷却反应堆和安全壳,将堆内热量带出,以避免核电机组因应急电源被切断,而出现堆芯融化的事故。     

国外科技信息

法国90万 kW 和130万 kW 级核电机组现状据法刊《核能评论》报道,截至1990年6月,法国拥有57台核电机组,最大可能净出力为5614万 kW。1989年运行的核电机组提供的发电量占法国总发电量的3/4,其中压水堆占核电发电量的96.5%,构成了法国电力工业的基础。在现有的90万 kW 和130万 kW 级的压水堆机组的利用中,鉴于这两种不同级别机组的平均运行时间不同,截至1990年6月,90万 kW 级的压水堆己运行了8.5年,130万 kW 级的压水堆仅为3.5年。90万 kW 级     

某1000 MW压水堆核电站循环水系统冬季运行方式优化研究

某1000 MW压水堆核电站机组循环水系统为海水直流式供水系统,该系统采用一机三泵母管制布置方式为常规岛凝汽器及其辅助冷却系统提供冷却水,循环泵为定速泵,冬季两台循环泵运行,夏季三台循环泵运行。当前循环水系统冬季运行方式存在如下问题：两台泵运行状态下瞬发停泵二切一后,会连锁打开虹吸破坏阀,导致启动备用泵前还要关虹吸阀抽真空,耗时较久（0.5 h及以上）;冬季通常是将中泵作为备用,而备用边泵是否可行以及有无凝汽器水室超压或循环泵超载风险,需要分析论证。通过Flowmaster进行建模计算,分析了冬季瞬发停泵二切一启动备用泵、不开启虹吸破坏阀的可行性,论证了备用边泵是否会引起凝汽器水室超压或循环泵超载,以期为循环水系统运行方式优化提供理论支撑。     

压水堆核电机组一次调频动态仿真

随着我国核电的快速发展,核电装机不断增加。但是目前我国核电机组由于各种原因,始终是以基本负荷模式运行,不参与电网调频,这对电网频率的控制带来了巨大冲击。针对此问题,以大亚湾核电站为研究对象,对核电机组参与电网一次调频的可行性进行了研究。建立了压水堆核电机组全电厂的非线性时变动态模型,用 FORTRAN 语言编写了动态计算程序。然后把动态计算程序编译为动态链接库文件,并通过以S函数的方式接入Matlab/Simulink仿真平台,在 Matlab/Simulink 中进行了核电机组一次调频仿真平台搭建和一次调频动态仿真。仿真结果表明,在目前核电机组的设计下,核电机组从安全性和经济性上可以参与电网一次调频。     

基于凝汽器压力估计算法的循环水泵最优运行

确定循环水泵最优运行方式的关键在于计算循环水泵在不同运行方式时的凝汽器压力估计值。现有文献在利用凝汽器变工况计算凝汽器压力估计值时,认为汽轮机低压缸排汽和凝结水之间的焓差保持不变,同时还难以准确计算出凝汽器总体传热系数。针对上述问题,该文基于换热理论提出了一种新的凝汽器压力估计值计算方法。同时考虑闭式循环水系统中冷却塔对循环水入口温度的影响,确定出循环水泵最优运行方式。并将该方法应用到某2×600MW机组中。     

压水堆核电机组汽水分布矩阵的扩展与应用

压水堆核电机组再热系统采用汽汽换热,与回热系统具有较强的耦合性,因此压水堆核电机组二回路热力计算较为复杂。根据压水堆核电机组二回路热力系统的特点,考虑高压系统汽水损失及辅助汽水流量,建立较为全面的汽水分布矩阵方程,并用于实例计算,计算结果准确。该矩阵方程适用性强,不仅适用该机组的辅助汽水系统改造,对汽水分离再热器疏水去向稍加修正后也适用于其它形式的压水堆机组。