核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下，辅助给水系统（ASG）水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题，提出了对辅助给水贮水箱（ASG001BA）加装热交换器的改造方案，从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明，在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下，本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内，保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。      

百万千瓦核电站安全阀校验改造研究

针对核电站某些系统或设备难以隔离导致安全阀无法定期校验或有效期超期,或因安全阀校验引发昂贵或废气介质排空、吹扫而造成资源浪费、环境污染及工作量大等共性问题,该文依据相关标准和规范,提出了三种可实施性改造方案,并对三种方案的适应性和优缺点进行了讨论与分析。经对福清核电站电气厂房冷冻水系统(DEL)、核岛冷冻水系统(DEG)、压缩空气生产系统(SAP)等系统安全阀分类别改造后,系统和设备的安全性、可靠性、经济效益以及社会效益得到显著提高,该改造经验已成功应用到“华龙一号”机组。     

一种RRA进口死管段改进方案

主要描述了RRA系统进口死管段问题产生的背景,初步探讨了现象产生的原因,在考虑了阀门本体的特征基础上提出了一种改进方案,初步计算和分析了采用优化方案后对系统和机组运行的影响,可以看出,对机组的运行带来的影响是很小的,改进方案是可以接受的。     

核电站励磁变压器设计选型及运行优化

秦一厂在一次大修期间进行了励磁系统改造的变更项目,由自并励静止励磁系统代替原本的三机有刷励磁系统,完成改造后,在保证机组安全稳定运行的前提下增加了发电机容量。文章主要包括两种不同励磁系统的变更和励磁变压器的设计选型等内容。在变更结束后,现场出现励磁变压器运行温度偏高的问题,文章还提出一种有效解决此问题的方法,可以对励磁变压器运行环境进行有效优化。     

大亚湾核电站DEG冷水机组改造与优化

根据承接的大亚湾核电站DEG制冷机更换改造工程,介绍了大亚湾核电站DEG冷水机组改造的原因,核岛冷冻水系统的主要功能和关键设备冷水机组的主要技术参数,DEG系统改造方案,结合核电站的运行经验反馈,详细阐述了冷冻水系统和机组的设计优化,经过改造后的实际运行,检验了此次改造的成果。此次改造的实施保证了核电站的安全运行并为电站创造了可观的经济效益。     

核电厂厂用电供电方式改进分析

通过对比大亚湾核电站、田湾核电站、台山核电站6 kV厂用电的系统结构、用电现状,分析机组在启动、功率运行、停运、主电网电源失去、机组保护动作时厂用电系统的运行方式,指出3种设计的优缺点,提出了一些改进意见,供设计、工程、运营和改造部门参考.     

CEPR核电厂辐射监测系统的设计特点和工程实践

介绍了台山核电厂第3代中国先进压水堆(CEPR)机组辐射监测系统(KRT)设备选型、区域γ监测点的布置以及内外部供电方案的设计特点。为了便于KRT的运行和维修,提出了切实可行的仪控架构工程改造方案。     

压水堆核电机组抽汽改造

压水堆核电汽轮机主要工作在湿蒸汽区,比相同功率火电机组蒸汽流量高,单台机组具有更大的供热能力,适合供暖.借鉴火电机组抽汽供热改造的工程经验,以AP1000压水堆为例,给出汽水分离再热器(MSR)前抽汽改造方案.分析了抽汽供热对机组运行控制、热经济性、安全分析的影响,分析表明改造没有对现有安全分析结论形成挑战,但给运行控...     

华龙一号安全壳厂房排放源项估算模式的构建思考

研究了M310机组及AP1000的安全壳厂房的气载流出物排放源项模式,分析了华龙一号安全壳厂房空气净化系统、小扫气运行和大扫气运行及相关系统的运行方式,结合相似电厂的运行经验,给出了华龙一号安全壳厂房气态流出物排放源项的数学模式的构建方案及过程,依据虚拟电厂设计参数和经验参数,计算了三种模式下的排放源项估算结果,分析了不同模式的估算结果的差异原因,给出了模式选取建议和其他合理化建议。     

大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。     

CPR1000机组全厂断电事故后备模式研究

与法国 CPY 机组相比,CPR1000 机组辅助给水系统 (ASG)和水压试验泵汽轮发电机组(LLS)进行了设备换型,其运行参数和驱动方式相应改变,与之相关的全厂断电事故后备模式存在优化空间.本文通过分析全厂断电事故后果及处理策略,制定后备模式确定原则,提出 CPR1000 机组全厂断电事故后备模式参数优化方案.分析...     

大型发电机励磁系统改造方案设计及选型

提高发电机励磁系统的设计水平,对保证发电机组及电网的安全可靠运行有着十分重要的意义。本文针对三机无刷励磁系统,从系统设计、设备选型等角度出发,提出了某650 MW核电机组发电机励磁系统改造的整体配置方案,对关键元器件及设备的选型进行了详细分析及计算,为发电机励磁系统改造提供了借鉴,对大型发电机组励磁系统的设计具有参考作用。     

大亚湾核电站DVK系统过滤器压差计改造

大亚湾1、2号机组DVK系统中，正常排风分系统里的压差计（DVK003LP／002LP）分别用来测量预过滤器（DVK003FP／004FP）的压力损失值，根据预过滤器前后压降判断其堵塞程度，及是否需要当更换预过滤器。而系统在实际运行时压差计会产生误差。本文分析了压差计在测量预过滤器压降时产生误差的原因，并提出了改造方案，进行了现场调试，解决了问题。     

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。     

秦二厂降温方式延伸运行技术研究及方案策划

核电厂反应堆在燃料循环末期,控制棒在全提出位置,一回路硼浓度到10 mg·kg^-1时,通过延伸运行,以达到避峰错节或类似2020年新冠疫情情况下人力紧张以及错开两台机组同时进入大修的目的。本文介绍了降功率和降温两种延伸运行方式,并针对秦二厂反应堆机组降温方式延伸运行进行了技术研究及方案策划,详细阐述各项函数以及参数修改的分析、计算过程,并做出图形进行直观展示。之后,本文将两种延伸运行方式进行了对比,分别从安全性和经济性方面分析了降温方式延伸运行的优缺点。最后,通过秦二厂反应堆寿期末延伸运行30天的例子,分别对两种延伸运行方式的总发电量亏损进行了计算以及对比。     

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。     

CPR1000机组定期试验优化方法研究

针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题，结合机组安全分析、定期试验设计方法，提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验，分析了该定期试验存在的问题；基于本文提出的优化方法，提出了优化方案，并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。      

秦山第三核电厂放射性废液处理系统性能改进

本文介绍了秦山第三核电厂(以下简称秦山三核)放射性废液处理系统的设计原理,并对系统在实际运行中出现的问题进行了分析;对实际变更改造中采取的改进措施进行了详实描述.在此基础上,提出了系统在初始设计中应该注意避免的几个问题,为新建核电站的系统设计和运行电站的变更改造提供了思路.     

俄完成斯摩棱斯克3号机组升级改造

正【世界核新闻网站2019年3月28日报道】俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)近日宣布,已完成斯摩棱斯克3号机组的升级改造。这是位于俄西部的3台RBMK-1000机组中最后一台完成升级改造的机组。该机组目前已恢复运行。该电厂经理帕维尔·卢本斯基表示,此次升级改造大幅提升了设备和安全系统的可靠性,使该机组能够继续为用户不间断地提供电力。此次升级改造于2018年5月启动,对3号机组进行了"几乎全面翻新和技术装备改良",     

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。