岭澳核电站主蒸汽安全阀整定值修改的讨论

主蒸汽安全阀是核安全二级设备，通过向大气排放蒸汽以限制蒸汽发生器二次侧及主蒸汽系统的压力。根据EDF经验反馈，岭澳核电站的主蒸汽安全阀在选型和定值上不同于其参考电站——大亚湾核电站。本文将就岭澳核电站主蒸汽安全阀的选型和定值与大亚湾核电站的不同点、改进后对核电站其它系统的影响、安全分析及机组可用率等方面做一论述。     

日本岛根和玄海核电视组相继发生故降

【日本《共同通信》2005年4月2日报道】2005年4月2日，日本中国电力公司岛根2号机组（位于松江市，沸水堆，功率为820MW）由反应堆向汽轮机输送蒸汽的主蒸汽管发生蒸汽泄漏。据称，蒸汽由主蒸汽管道泄漏到了应急支管。     

核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

基于集成学习的核电站故障诊断方法

核电站系统复杂,需要采集和监测的变量较多,给核电站的故障诊断增加了困难。针对该问题提出集成学习算法,对核电站的失水事故、给水管道破裂、蒸汽发生器U型管破裂和主蒸汽管道破裂等4种典型故障进行训练学习,并分别在正常情况下和参数缺失情况下进行仿真实验。仿真结果表明,该算法在参数缺失的情况下仍能得到较好的诊断结果,具有良好的容错能力和泛化能力。     

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

中国实验快堆主蒸汽系统优化设计及分析研究

中国实验快堆三回路主蒸汽系统主要功能是将蒸汽发生器产生的蒸汽送至汽轮发电机组,辅助功能是在事故工况下排出反应堆产生的热量。调试期间多次因主蒸汽系统阀门手动操作而引起停堆,影响了系统的稳定性,增加了运行成本。本文对主蒸汽系统进行了优化设计、增加旁路管道,并对此条件下的过热器反暖操作和特殊工况下压力损失计算结果进行定性分析,确定了设计参数,优化了主蒸汽系统的工艺流程。     

蒸汽发生器试验本体快速冷却过程中主蒸汽法兰泄漏有限元分析

采用线弹性瞬态热固耦合有限元方法对高温气冷堆蒸汽发生器试验本体主蒸汽法兰在快速降温试验过程中出现的泄漏现象进行了分析。建立了主蒸汽联箱及法兰螺栓连接模型，模拟了主蒸汽法兰的预紧、加压、升温和瞬态降温过程，分析得出了导致法兰密封结构泄漏的主要因素是快速降温过程中法兰的局部变形及螺栓残余预紧力降低，导致密封面张开量大于金属O型环的可靠密封回弹量。在此基础上模拟了不同降温速率下法兰密封面的张开位移，结果表明，限制蒸汽降温速率可改善压力容器法兰的密封性能。     

自然循环蒸汽发生器瞬态热工水力建模与分析

应用瞬态分析专用程序建立了CPR1000蒸汽发生器几何模型,对CPR1000蒸汽发生器在功率运行期间停运一台主泵时的热工水力瞬态响应、主蒸汽管道破裂和蒸汽/主给水流量同时+10%阶跃扰动工况下的瞬态响应进行了模拟与分析,获得了蒸汽发生器内部热工水力参数如流量、温度、换热系数的响应特性,分析结果表明,瞬态分析模型满足蒸汽发生器设计瞬态分析的要求。     

基于Apros的套管式蒸汽发生器给水控制优化研究

针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题，以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统为研究对象，基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明，仿真模型具有较高的仿真精度，满足仿真分析需求。通过升降负荷瞬态仿真试验，研究了套管式蒸汽发生器瞬态运行特性，研究结果表明，采用传统控制方案时，蒸汽流量和给水流量负荷跟随性较好，但蒸汽压力存在较大波动，且在功率由80%FP(FP为满功率)降至50%FP时会触发蒸汽排放。针对该问题提出了给水控制优化方案，仿真试验结果表明，优化后蒸汽压力波动范围明显降低，未触发蒸汽排放动作，系统安全性和稳定性得到了有效提升。     

蒸汽发生器用蒸汽限流器的理论分析与设计

蒸汽限流器是压水堆蒸汽发生器中的重要组成部件之一,它的设置是确保反应堆安全不可缺少的安全措施。当主蒸汽管道     

压水堆核电厂核岛蒸汽供应系统的设计

作者选择几个国内典型的压水堆核电厂——秦山二期核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂和田湾核电厂，对其核岛蒸汽供应系统（包括主蒸汽系统和大气排放系统）进行比较和分析，希望能为主蒸汽系统和大气排放系统的设计提供帮助。     

基于elman神经网络的蒸汽发生器水位重构

蒸汽发生器(SG)水位指示仪表出现虚假指示或者丧失指示的情况时有发生,严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。elman神经网络是典型的动态神经网络,在处理复杂非线性对象中能直接反映动态过程系统的特性。本文提出用elman神经网络重构蒸汽发生器水位的方法,以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例建模求解,与仿真数据进行对比,结果表明elman神经网络对SG水位重构的相对误差小、精度高,能满足实际需要。     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

M310机组共用辅助蒸汽系统STR设计与研究

辅助蒸汽系统作为M310堆型核电站的辅助系统,在核电站启动、运行和停运期间为相关用户提供低压蒸汽.STR系统作为辅助蒸汽系统一个子系统,在电站正常运行期间,通过主蒸汽对另外一侧的水加热来产生辅助蒸汽,并确保辅助蒸汽和主蒸汽隔离.由于存在经济性和辐射防护等问题,是否设置STR系统一直存在争议.据此,本文给出了4台M310机组辅助蒸汽系统设计方案之一,即4台机组共用1＆2机组STR系统,并对该方案进行了详细分析和研究.     

核热电站二回路主蒸汽管道破裂事故分析

文章主要以小型核热电站为例,对二回路主蒸汽管道破裂事故的瞬态过程进行了分析。为核热电站堆芯控制棒、化容系统和蒸汽发生器限流孔口等的设计提供依据。通过分析,得出这类小型核热电站可以取消浓硼系统的初步结论。     

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×105 Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。      

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

根据核动力商船高压定压蒸汽冷凝器的结构及工作特性,建立了适合蒸汽冷凝器实时仿真分析计算的两相流仿真模型。利用该仿真模型对蒸汽冷凝器进行了稳态计算和动态仿真分析,并将其稳态计算结果与蒸汽冷凝器试验结果进行对比验证。结果表明：该模型能准确模拟蒸汽冷凝器的动态特性,满足核动力装置蒸汽排放系统实时仿真分析要求。研究结果对二回路系统启动及停运的运行和控制系统设计具有指导意义。     

基于GMDH建模的蒸汽发生器水位重构

蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生,而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定,主要靠经验来进行判断,所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型（GMDH）是建立复杂非线性大系统数学模型十分灵活而通用的方法,在处理复杂非线性对象中能得到很好的效果。本文以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例,提出了用GMDH重构蒸汽发生器水位的方法,并与仿真结果进行对比。结果表明,GMDH对蒸汽发生器水位重构的相对误差小、精度高,满足实际需要,能为船用核动力装置的安全运行做出指导。     

模块式高温气冷堆核能系统二回路流体网络控制特性分析

针对模块式高温气冷堆（MHTGR）核能系统二回路流体网络进行非线性建模,研究管路动力学特性及网络拓扑结构特性,建立了微分-代数模型,设计了模块质量流量和汽机主蒸汽压力的调控方案。在MATLAB/Simulink环境下对模型进行标准化封装,以高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）为例进行二回路流体网络的仿真。结果表明,模型有效地反映了系统二回路流体网络的非线性特性,设计的控制器使得模块流体质量流量和汽机主蒸汽压力有效地收敛于参考值,各项控制指标均高于控制要求。设计的仿真平台可为实际工程调控中积分时间系数的选择、拥有更多模块数量的高温气冷堆核能系统二回路流体网络的调控等提供试验仿真测试。     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据，本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型，对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响，并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明，为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足，保证蒸发器可靠工作，需限制蒸发器出口钠温过低，以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。