岭澳核电站一回路抽真空排气方法研究与应用

采用压水堆核电机组一回路抽真空排气方法，对岭澳核电站换料大修后反应堆一回路进行抽真空排气操作，取消了原有动态排气过程。结果表明，一回路空气含量很快满足要求，缩短了大修工期，提高了电站经济性和安全性。      

压水堆核电厂一回路抽真空排气方法和装置研究

介绍了压水堆核电厂反应堆一回路抽真空排气方法,以及由带密封环反应堆压力容器临时顶盖、抽真空排气台架组成的抽真空排气装置设计方案和应用过程。利用该装置,在国内首次实现核电厂大修低低水位期间的反应堆一回路抽真空排气,取消了原有动排气过程,可缩短大修关键路径时间10余小时,降低反应堆冷却剂系统主泵损坏风险,提高电厂运行经济性和安全性。     

压水堆一回路抽真空排气造成压力温度超值的研究

压水堆核电厂一回路启动过程通过抽真空排气,可以缩短排气时间,减少主泵启动次数。但是一回路抽真空使一回路的绝对压力降到一个大气压以下,会造成压力温度超值运行事件。本文根据已有电厂的经验反馈,建议相关电厂对压力温度的限值进行修订,并指出注意事项。     

抽真空装置在核电厂一回路中的应用

核电厂一回路抽真空装置通过水环真空泵,在一回路中产生预设的真空度,并结合重力充水的方式,将蒸汽发生器U型管内的空气赶出,达到一回路充水排气的目的。本套装置的应用较大幅度地提高了一回路充水排气的效率,节约了时间,并能够有效地优化调试进程和大修进程。     

小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明：对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10^-6(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。     

主泵提升装置在核电厂NCC&CFT的应用

简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR100)核电厂一回路冲洗试验(NCC)和冷态功能试验(CFT)中主泵的安装调试现状。在核电厂主泵电机缺位的情况下,对主泵转子提升装置进行了使用试验,结果表明该提升装置安全可靠、性能优异,可推广至CPR100及欧洲先进压水堆(EPR)核电厂项目建设,以降低施工风险。     

秦山核电厂调试期间一回路的水质控制

为尽量减少秦山核电厂一回路系统设备的腐蚀,以及减少冷却剂循环污染和降低一回路系统的放射性,在冷态试验和热态功能试验阶段,堆装料、启动和功率运行试验阶段,都进行了一回路水质控制。本文介绍了一回路水质控制方法,并着重介绍了冷却剂的pH值、氯离子、溶解氧、溶解氢的控制以及硼与锂的协调。秦山核电厂的调试获得令人满意的成功,一回路水质控制也是卓有成效的。     

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。     

喷射泵对自然循环过渡特性影响分析

分析了喷射泵在压水堆－回路自然循环过渡过程中的作用以及在不同流动条件下的阻力特性。分析结果表明：选择结构合理的喷射泵，可以改善压水堆一回路的过渡特性和自然循环能力；强迫循环条件下；压水堆一回路主循环泵有效压的损失随喷射泵阻力系数的增加而增加；自然循环条件下，喷射泵流动阻力系数影响压水堆一回路过度过程时间及自然循环流量的大小。为了改善压水堆一回路过度特性和提高一回路自然循环能力，可以采用无扩散段形式     

秦山核电厂一回路辅助工艺系统调试

本文叙述了秦山核电厂一回路主要调试项目以及在预运运行试验和初始启动试验阶段的实施情况。调试结果表明，系统已具备所要求的功能，运行参数达到了设计要求，能安全、可靠地配合反应堆冷却剂系统，满足各种工况的运行要求。