核电厂主泵转速测量现状分析及可靠性改进

核电厂主泵转速前置器(简称前置器)是监测主泵转速的关键设备。核电厂运行20多年间出现数次由前置器自身问题引起的主泵转速测量故障,其根本原因是元器件质量问题和电路设计不够合理。为彻底解决转速测量异常问题,采用前置器1E级开发的改进性方案。新产品在电路开发方面进行了全面改进,在结构设计方面进行了局部优化,具有精度高、性能稳定、抗干扰能力强等特点,在现场进行实际运用后状态良好,提高了核电厂运行的安全性和可靠性。     

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。     

核电厂主泵倒流工况转子动态特性分析与研究

为防止核电厂主泵在反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷作用下发生反转,在电机上设置了由恢复弹簧和液压缓冲器组成的棘爪式防倒转装置。根据防倒转装置的结构特点及其工作原理,建立了防倒转装置的理论模型和主泵转子的运动学方程,分析了主泵倒流工况转子运动的动态特性,得到了转子的速度-位移运动轨迹。结果表明,由于反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷小于防倒转装置的设计载荷,主泵转子在倒流工况下经历包含6个运动状态的往复运动后,转速逐渐降低直至停止,实现了防止主泵反转的功能。      

基于时间常数的核电厂主循环泵惰转模型开发与验证

在核电厂初步设计阶段,针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性,但在电厂初步设计阶段,泵的详细结构设计尚未开展,管路阻力特性也难以获取。针对上述问题,提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型,并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明,模型A在高转速时与试验值吻合较好,低转速时偏差较大,而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近,可用于核电厂的工况设计和安全分析。     

基于时间常数的核电厂主循环泵惰转模型开发与验证

在核电厂初步设计阶段,针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性,但在电厂初步设计阶段,泵的详细结构设计尚未开展,管路阻力特性也难以获取。针对上述问题,提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型,并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明,模型A在高转速时与试验值吻合较好,低转速时偏差较大,而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近,可用于核电厂的工况设计和安全分析。     

华龙一号核电机组主泵联锁逻辑研究

主泵是核电厂反应堆一回路系统的核心设备,其能否安全稳定运行关系到核电厂的核安全问题。华龙一号作为我国自主研发的第三代核电机组,其对反应堆一回路的安全性有着很高要求。本文针对华龙一号福清核电厂56号机组主泵的联锁控制逻辑,结合以往核电厂运行经验,对该联锁控制逻辑是否满足华龙一号安全性设计需求的问题进行了分析研究。其意义在于消化吸收国外先进设计理念,总结经验,从而尽早实现主泵全面国产化目标。     

反应堆冷却剂泵转速测量系统改进设计及实践

反应堆冷却剂泵（主泵）转速是核电站关键设备反应堆冷却剂泵运行状态监测的重要参数，直接反映设备的运行状况，并担负向反应堆保护系统输送反应堆的保护信号。但是该信号一直存在运行过程中测量不稳定的情况。从该测量通道的测量原理、历史状态，结合现场的实际检修过程，对转速测量的缺陷、可能的原因进行分析，同时对以上原因采取改进方式。经过2008年的运行验证，改进的测量方式信号稳定，满足了现场的要求，有利于改进的持续进行。     

反应堆冷却剂泵振动相位监测方案研究

基于对大型、高速旋转机械的振动监测研究,结合振动监测与故障分析研究方法,并考虑到核电厂反应堆冷却剂泵（主泵）设备运行、监测及故障诊断的实际情况,提出了3种主泵振动相位测量方案,并对上述方案进行综合安全分析、技术可行性分析和经济性分析,最终得出较优的主泵振动相位测量方案。     

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。     

基于动力学原理的cosFlow软件主泵模块研发及验证

cosFlow软件是国家电投集团科学技术研究院有限公司核电软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包COSINE中的热工水力与安全分析软件。主泵是cosFlow软件中用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于动力学原理的主泵模型,该模型采用惯量方程计算泵的角速度,采用泵的特性曲线得到泵的扬程值。本文搭建了泵的简单算例和全失流事故算例,利用COSINE主泵模型和参考程序RELAP计算结果对比,两者计算结果趋势一致,吻合较好;结果表明:COSINE主泵模型能正确模拟主泵,COSINE主泵模型能够很好的进行核电厂设计和安全分析。     

秦山第三核电厂1#机组3#主泵振动处理

秦山第三核电厂1#机组3#主泵在启动和运行期间振动较大。为查找主泵振动大的原因,进行了4个方面主要参数的测量:旋转机械振动在线测量、主泵模态试验、主泵现场振动测量和主泵热位移测量。在分析现场测量数据的基础上,诊断出主泵振动大的根本原因,同时提出主泵振动处理的改造方案。方案实施后,振动有了大幅度降低,消除了长期困扰主泵振动的报警缺陷。     

主泵参数变化对压力容器液位测量影响分析

为了量化分析CPR1000核电厂主泵特性及相关参数（如电网频率、空泡份额等）变化对堆芯冷却监测系统（CCMS）压力容器液位(L VSL)测量引入的误差,评价该误差对事故处理进程的影响,基于CCMS L VSL测量原理,推导出主泵各参数变化对L VSL测量引入误差的计算公式,并进行量化计算。计算结果表明,除主泵本身的性能降级会导致L VSL较大的低估误差外,其余参数变化对L VSL测量引入的误差可忽略。结合状态导向法事故运行程序（SOP）,分析了主泵本身性能降级导致的低估误差对操纵员关键安全操作的影响。结果表明,该误差可能干扰SOP中主泵的相关操作,但不会阻碍SOP事故处理中关键安全操作的执行。     

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

基于PCA的主泵传感器状态监测模型

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析（PCA）技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。      

320MW机组主泵转速前置器改进

主泵转速前置器是主泵转速测量的关键设备。秦山核电站针对转速前置器存在的元器件设计及选型不满足要求、测量性能不稳定、1E级鉴定试验不完整等问题,通过自行研发转速前置器,在电路结构设计、元器件选型方面进行了重新设计或优化,依据设备鉴定大纲和试验程序进行1E级鉴定,新研发的转速前置器具有精度高、性能稳定、抗干扰能力强等特点,在现场进行实际运用后状态良好,提高了设备的可靠性。     

屏蔽泵凸轮防倒转装置脱离转速研究

借鉴相关核电厂主泵已成熟应用的摩擦式防倒转装置工作原理,提出一种结构简单、尺寸较小、转动部件较少的凸轮防倒转装置。针对正向旋转时凸轮防倒转装置能否正常脱离这一关键问题,基于流体润滑理论建立仿真计算模型,并利用Matlab进行程序编制;最后结合某屏蔽泵结构尺寸,进行初步的凸轮防倒转装置结构设计,计算分析了转子正向转速、脱离程度与压紧力矩三者之间的关系,得到脱离转速。结果表明,转子正向旋转至一定转速时,凸轮防倒转装置能够正常脱离。     

某核电厂主泵变频器故障分析与可靠性提升

我国某三代压水堆机组主泵必须配置变频器,且变频器与主泵长时间同时运行,因而变频器的可靠性对机组的稳定运行和经济效益具有重要意义。本文主要介绍了主泵变频器的可靠性设计,分析了某核电厂1、2号机组变频器历史故障,找出了影响主泵变频器可靠性的薄弱点,提出了相应故障的应对措施和提升可靠性的措施,对国内后续该机型主泵变频器的设计优化、设备制造和运行维护有一定的借鉴意义。     

冷却剂流量降低停堆保护系统整定值分析

在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 ,随后的安全验证表明了其对冷却剂流量降低事故保护的有效性     

AP1000主泵下部C型密封环切割技术研究

三门核电厂采用美国三代核电技术AP1000，其1号、2号机组的大型屏蔽式主泵用于一回路冷却剂循环。在大修解体主泵时，需要开发专用切割方案与装置，以完成下部C型密封环切割。根据其主泵结构特点，确定切割方案的功能需求，并完成切割装置设计与开发；通过有限元分析，对装置的结构强度以及冷却效果进行验证与优化，保证切割精度以及使用寿命。所述切割方案与装置，适用于狭窄幽深空间，可实现定距切割，效率高、精度可靠、异物可控，且不产生空气辐射污染。该方案与装置可推广应用到同类型屏蔽式核电主泵检修工作中，并且具有一定的工业推广价值。      

基于Labview的相关法测量钠流量系统设计

为满足中国实验快堆(CEFR)一回路主泵旁路钠流量计校准的需求,设计了1套基于Labview软件的相关钠流量测量系统。本文介绍了相关法的测量原理、设计的相关钠流量测量系统、对该系统的仿真试验和钠回路上的验证试验。试验结果表明,这套基于Labview的相关钠流量测量系统是可行的。本文还进行了该系统的测量误差分析,给出了减小误差的方法。该系统及其试验为CEFR一回路主泵旁路钠流量计在役校准装置的设计、调试和运行提供了依据。