秦山第三核电厂核闭式冷却水系统热交换器损坏分析及全面维修

秦山第三核电厂闭式冷却水系统热交换器设计寿命40 a,是核安全相关设备。在使用3 a后,钛制管板和换热管突然出现大量冲蚀特征明显的损坏。分析后认为:海水系统的运行参数、设备材料选择和结构设计均没有充分考虑具体的海水环境,是导致设备发生严重冲蚀的根本原因;而脱落的衬胶改变了局部流场力学特征,是诱发设备突发性严重损坏的直接原因。通过系统改造、换管、管板修补和保护、重新衬里等工作,恢复并提高了设备的长期可靠性。     

专用设备电机胶面缺陷问题分析及解决

注胶是专用设备电机生产过程中的"关键工序",注胶生产过程中形成的胶面缺陷不但给后续加工带来极大的不便,严重时会导致电机产品报废,造成极大的经济损失。文章针对电机胶面质量异常问题,经过系统分析确定胶体未完全固化是电机胶面缺陷的主要症结,并采取循环水系统改造、电气控制系统优化、阀门清洗等多项改进措施,彻底解决了胶体未完全固化问题,使电机胶面缺陷不合格品率由6.58%下降至0.12%。     

秦山地区核电站海水冷却水系统泥沙淤积和腐蚀现象与对策

本文总结了中核集团在杭州举办的核电站海水系统问题及其对策研讨会上有关海水冷却水系统防止泥沙淤积，管道、水泵、阀门和滤网的防腐措施的交流经验，以利提高我院海水冷却水系统和相关设备的设计水平。     

低温核供热堆海水淡化装置的建模与仿真

为了研究山东核能海水淡化高技术产业化示范工程的系统最优运行方案和控制策略,建立能正确、全面反映其特性的数学模型是重要的先决条件之一。本文通过对系统的热力性能分析,建立了可用于低温核供热堆的热压缩多效蒸馏与反渗透混合法海水淡化的数学模型,并计算了系统在不同工况下的运行结果。通过与反渗透设备厂商软件计算结果及工程技术方案设计参数比较,结果表明,该模型可正确反映海水淡化系统运行特性,满足进一步研究的需要。     

球形自动反冲洗管道过滤器在核电站海水冷却系统中的应用

以田湾核电站1、2号机组为例,介绍了核电站海水冷却系统的组成、功能以及海水夹带杂物引起海水冷却系统换热器堵塞的问题;针对换热器堵塞问题,讨论了在核电站海水冷却系统安装自动反冲洗管道过滤器的必要性,介绍了真空泵海水冷却系统安装自动反冲洗过滤器设备选型、方案设计的一些特点,以及球形自动反冲洗过滤器在田湾核电站的应用效果。     

秦山核电站海水系统防腐蚀措施及管理

介绍了秦山核电站海水系统的流程,现有的防腐蚀措施,海水系统防腐蚀管理策略以及相关的制度和程序,并对一些腐蚀难点问题做了分析。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

滨海核电机组海水系统部件腐蚀与防护现状

海水含盐量及微生物量高,部分海域含沙量也很高,因此涉海水系统部件普遍面临着侵蚀问题.随着部件服役年限的增长,海水对部件的侵蚀日益加剧,影响核电厂安全稳定运行.本文综述了碳钢、不锈钢、水泥砂浆、钛合金、玻璃钢、高密度聚乙烯等材质在涉海水系统的应用情况和腐蚀现状.涉海水部件腐蚀防护手段主要有选择耐海水腐蚀材料、隔离部件与海...     

冬季SEC泵备用状态下积气形成机理的理论与模拟实验研究

某北方核电厂重要海水系统的海水泵(SEC泵),在冬季备用状态下发生积气而无法启动,针对该现象,开展了静态条件下低温海水受环境加热析气特性的理论研究;建立了模拟实验系统,研究SEC泵的泵腔积气形成过程、海潮涨落下泵腔积气的演化特征、不同排气管倾角下气液两相流特征;在此基础上,分析了现场条件、排气系统缺陷等导致泵腔积气的机...     

秦山核电站海水系统陆腐蚀措施及管理

介绍了秦山核电站海水系统的流程，现有的防腐蚀措施，海水系统防腐蚀管理策略以及相关的制度和程序，并对一些腐蚀难点问题做了分析。     

含缺陷海水循环泵轴疲劳强度分析

针对岭澳核电站大修期间发现的海水循环泵轴腐蚀坑缺陷,从强度与疲劳两方面对缺陷予以评价。此外,还将腐蚀坑缺陷视为初始裂纹考查其稳定性,作为疲劳寿命评价的进一步佐证。通过该方法,对海水循环泵轴的缺陷的结构安全性进行评价,为现场决策提供了数据支撑。     

核电站安全厂用水系统（SEC）控制系统的设计

核电站安全厂用水系统是一个核辅助系统,其作用是用海水来冷却设备冷却水系统的ＲＲＩ／ＳＥＣ板式热交换器,该系统作为一个安全重要系统,在控制系统的设计上如何来保证工艺系统的安全可靠运行。     

核能海水淡化与低温核供热堆的应用

淡水短缺将逐渐成为世界性问题。海水淡化是解决淡水短缺的重要途径之一。利用核能做为海水淡化能源在技术上和经济上都是可行的,并对保护环境有重要意义。本文提出了200兆瓦核供热堆与多效蒸发淡化工艺组合的核能海水淡化方案。着重论述了其安全性和改善其经济性的措施。这种核能海水淡化系统用于北非地区提供淡水具有较好前景。     

重水堆1E级隔离放大器的研制及核电设备国产化的几点思考

针对在核电厂中大量进口设备和备件存在价格高、供货周期长、设计过时甚至存在设计缺陷等问题,本文以在秦山第三核电厂的专设安全系统中的隔离放大器为例,在分析隔离放大器的工作原理、工作方式等基础上,介绍了AGM隔离放大器的国产化研制流程和实际研制成果,包括隔离放大器设计缺陷的改进、加工和鉴定等过程管理,并分析了我国核安全相关控制设备的国产化现状、国产化意义,提出了针对核电设备和备件国产化的建议及展望。     

核电厂柴油机调速系统油门开度反馈装置研制创新

田湾核电站机组柴油机调速系统由法国MAN公司成套供货,核心装置为E19600电子调速器及2231-1型油门驱动机构,在柴油机定期试验期间,多次出现调速器或油门驱动机构故障导致柴油机启动失败缺陷,由于调速系统原设计无设备运行状态监测反馈装置,无法快速定位故障原因,消除缺陷。本文提出了机组柴油机增加油门开度反馈装置的思路和方法,解决了调速设备无状态监测装置的问题,取得了良好的应用效果,对国内、外同类型装置的应用,具有一定的借鉴意义。     

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。     

含缺陷承压管道裂纹扩展计算及程序开发

通过对某核电厂承压设备在役检查发现缺陷后的处理计算,阐述了基于线弹性断裂力学机理的裂纹扩展的计算分析和评定方法,计算方法中考虑了缺陷深度和长度的耦合作用。并在此基础上,运用Visual C++语言,开发裂纹扩展计算程序。程序内全面考虑了反应堆冷却剂系统(RCS)一次侧设计瞬态、反应堆冷却剂系统二次侧设计瞬态的交变载荷及缺陷初始形状、方位分类等问题,适用范围广泛。本文的计算方法及评定方法为电厂管道在役检修和能否继续运行提供重要依据。     

人为可靠性工程简介

一、前言 人为可靠性工程(HRE)是核安全研究中的一个极其重要的方面。旨在分析人-机器系统中人的反应、行为和操作能力。并在设备、信息系统、控制室的设计、运行人员的培训、运行操作规程的制订、检修与工作环境的安排中考虑人为因素。人为可靠性工程指出,人不应该孤立于设备、系统之     

压水堆核电厂仪表控制与计算机化的发展概况

阐述了当今世界压水堆核电站（ＰＷＲ）仪表与控制及自动化设备的发展概况；描述了模拟仪表与控制所存在的缺陷和问题；重点论述了当代先进核电站数字化仪表控制、保护系统与先进主控制室的性能和对计算机化仪表控制提出和要求。     

浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

对于运行核电厂来说,重要厂用水系统与质量和安全密切相关.核电厂重要厂用水系统用于导出设备冷却水系统所传输的热量,将其输送到海水中,因此是核岛的最终热阱.本文描述了当前我国大部分核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的配置现状,分析了包括美国、法国以及国际原子能机构对于重要厂用水系统设计要求的相同点与不同点,...