压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损监测和破裂事故

文中指出,蒸汽发生器排污取样分析及主蒸汽管道外~(16)N 监测是蒸汽发生器传热管破损监测的主要手段。文中还介绍了发生传热管破损后的事故过程及其处理措施。最后对传热管破损事故的审批办法作了介绍.     

压水堆核电站蒸汽发生器的机械清洗

本文主要叙述了国际上和大亚湾核电厂所采用的机械清洗及其设备，还介绍了核电站现场机械清洗的情况。对机械清洗、化学清洗、清洁度的视频检查、外来物的取出等提出了几点看法。     

压水堆核电站蒸汽发生器传热管的检修

文中着重介绍了压水堆核电站蒸汽发生器传热管检修中采用的机械堵管、取管和衬管技术,并对镀镍法和管子部分更换法作了介绍。     

压水堆蒸汽发生器管子的抗应力腐蚀问题

【美国《核工艺学》1981年10月第88页报道】近十年来,一些国家对压水堆蒸汽发生器管子材料进行了相当多的研究。这些研究主要是针对奥氏体合金,如18—8不锈钢,800号合金,600号合金或690号合金等。根据材料的机械性能、热性能及抗腐蚀能力,只有奥氏体不锈钢和几种合金(表1)可作为蒸汽发生器的管材。最初选用了18—8不锈钢(AISI 304型,316型和347型)。例     

压水堆核电站蒸汽发生器设计中的质量保证

本文就蒸汽发生器设计质量保证中的质量保证大纲制定、设计输入、设计过程、设计接口管理和设计验证等主要问题作了论述.     

压水堆核电站蒸汽发生器水位的MCP-PID控制

针对压水堆核电站蒸汽发生器水位用传统的PI(ZN-PI)控制效果不佳的问题,改用MCP标准传递函数整定的PI控制器方案(MCP-PI)。仿真试验结果表明:相对于传统的ZN-PI控制,MCP-PI控制响应具有超调量较小,鲁棒性好,响应过程更平稳的优点,值得推荐用于核电厂蒸汽发生器水位控制过程。     

压水堆核电站蒸汽发生器中的腐蚀

目前正在运行的压水堆核电站中的自然循环蒸汽发生器遭受了诸如点腐蚀、晶间应力腐蚀、耗蚀及凹痕等腐蚀破坏.本文着重论述压水堆蒸汽发生器腐蚀问题的技术概貌,分析腐蚀发生的机理和过程,鉴别这类蒸汽发生器中常遇到的各种腐蚀的类型,提出减少或防止腐蚀破坏的方法.     

压水堆蒸汽发生器的腐蚀

截至1978年上半年,已建成的电功率大于150兆瓦的147座(83902兆瓦)核电站中有60座(43363兆瓦)采用压水堆。预计到1986年,美国的46座公用电站中有125座压水堆投入运行。因而,研究压水堆的各种问题对于电力工业具有重要意义。许多压水堆电站的蒸汽发生器都出现过事故,存在的问     

压水堆核电站蒸汽发生器传热特性的试验研究

本文介绍了在高温高压水试验台上进行的立式U形管管板式蒸汽发生器传热特性的半工业性试验,得出了传热温差、放热系数和传热系数的试验数据,并与设计数据进行了比较。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上，应用应急操作规程，对蒸汽发生器传热管破裂事故（ＳＧＴＲ）进行了实验研究，总结了处理ＳＧＴＲ事故的体会，介绍了ＳＧＴＲ事故停堆后，操纵员最紧要的干预操作，以及如何干预，何时干预等问题。作者还对ＳＧＴＲ事故处理中，是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自已的看法。     

压水堆蒸汽发生器的腐蚀与防护

七十年代以来,压水堆蒸汽发生器(SG)的破裂事故屡见不鲜。由于经常发生事故,规定了管束的定期检查。为减少非计划停堆次数,还规定了缺陷管的堵管标准。SG的破裂事故,由于必须停堆修理,经济损失是巨大的。以1000兆瓦电功率核电站为例,事故停堆一天的费用高达50万美元;更换一台100万千瓦(电)级核电站SG的费     

西德压水堆核电站蒸汽发生器保证可靠性的措施及其运行经验

西德电站联盟在蒸汽发生器的运行中积累了许多宝贵经验;近几年又在蒸汽发生器的结构设计、水质要求、二次侧沉积物的清洗等方面,采取了一系列新措施,收到了明显的效果。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

压水堆核电站立式蒸汽发生器水循环的试验研究

本文介绍了在高温高压水试验台上进行的立式自然循环蒸汽友生器水循环性能的半工业性试验,得出了循环倍率、阻力、水血与循环倍率的关系等的试验数据,并与国外核电站蒸汽发生器的水循环试验研究成果作了比较,提出了在结构设计上改进的若干建议。     

压水堆核电站立式蒸汽发生器性能的试验研究

介绍了在高温高压试验台上,对立式蒸汽发生器试验体所进行的传热特性、水循环性能和汽水分离装置性能的试验研究。试验台一回路系统由低合金钢管构成,压力为10.13     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

压水堆核电站蒸汽发生器中的传热管材

本文将几种主要的蒸汽发生器传热管材的性能进行了介绍,并作综合比较。同时介绍了西德KWU使用I-800管子的经验。     

苏联的压水堆蒸汽发生器

本文仅从设计角度出发,摘要介绍苏联压水堆蒸汽发生器的结构、选材和水化学制度等方面的问题。