昌江核电主泵电机电气调试问题分析

主泵是核电厂主回路系统核心设备,用于驱动反应堆冷却剂通过堆芯,带走堆芯产生的热量;鉴于主泵的重要性,主泵电机的调试对于核电厂一回路水压试验这一节点至关重要。本文对海南昌江核电厂主泵电机在水压试验期间的电气调试内容进行了系统的汇总,归纳了调试期间发现的问题及处理方法,对今后同类型的大型电机调试具有极强的借鉴意义。     

蒸汽发生器监造中的焊接质量控制

蒸汽发生器是核电站一、二回路的枢纽,是一回路压力边界的关键设备之一,承担保持第二道安全屏障的完整性,其设备结构复杂,安全性极度重要。本文针对蒸汽发生器关键焊接工序,从设备监造的角度,对焊接质量控制要点进行了归纳总结,为后续蒸汽发生器设备监造提供参考。     

放射性钠火辐射监测方案探讨

钠冷快中子反应堆是第Ⅳ代先进核能系统的代表堆型,钠火安全是其重要安全设计之一。作为冷却剂的液态金属钠经堆芯活化后会产生强γ放射性,而且化学性质极为活泼,冷却剂的泄漏可能会造成强放射性钠火事故,因此,针对一回路冷却剂泄漏产生的放射性钠火事故监测对反应堆的安全设计具有重要意义。文章基于钠冷快堆正常运行工况下的一回路冷却剂活化水平,通过对放射性钠火产物放射性钠气溶胶的特性分析,开展对放射性钠火事故的辐射监测技术研究,从而实现对钠冷快堆放射性钠火事故的多样化监测,为反应堆的安全运行提供技术支持。     

核电站主管道焊接技术的分类及应用

核电站主管道是连接主回路压力容器、蒸汽发生器和主泵管道,是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其内部流经高温、高压、高放射性的介质,属于回路承压边界。其焊接技术一直以来都是核电站安装工作中的重中之重。本文分析了EPR焊接工艺、CPR焊接工艺以及AP1000焊接工艺,为核电站主管道自动焊工艺研究提供了重要的参考。     

WWER1000堆型卧式蒸汽发生器解体检修辐射防护实践

田湾核电站1、2号机组蒸汽发生器为WWER1000堆型卧式蒸汽发生器,它由容器、传热面、一回路冷却剂集流管、主给水分配装置、应急给水分配装置、蒸汽分离孔板和水下均汽板等部件组成。文章重点对WWER1000堆型蒸汽发生器解体检修的辐射防护实践进行介绍,对田湾核电站历次大修现场辐射水平及集体剂量情况进行分析,并提出后续的优化方向。     

福清5、6号机组反应堆冷却剂回路温度计变化对调试试验影响分析

福清核电5、6号机组作为全球华龙一号机组首堆工程,针对反应堆冷却剂回路温度计设计有较大变化,去除了M310机型的测温旁路的方式测量一回路温度,改进为直接安装在一回路主管道上的方式直接测量。这种温度测量方式的改进,会对调试工作带来一定的影响。     

昌江核电主泵调试与运行问题分析及解决方法探讨

主泵是压水堆核电站反应堆冷却剂系统的主要承压设备之一,用于驱动带有放射性的高温高压的冷却剂。每个反应堆环路设置一台主泵。海南昌江核电厂1、2号机组采用德国KSB公司生产的RSR 750型立式轴封主泵。本文对主泵在调试期间与运行过程出现的问题及解决方法进行分析和探讨,为工艺改进及逻辑变更提供参考依据。     

某电厂反应堆冷却剂泵电机顶油装置介绍及改进分析

某电厂反应堆冷却剂泵上部推力轴承顶油装置作为反应堆冷却剂泵电机启动前的必要装置,文章对整套装置基本情况进行简单介绍,列举了调试及运行过程发现的缺陷,采取改进措施等。     

650MW压水堆核电机组蒸发器排污系统运行优化

作为反应堆的热阱,蒸汽发生器(蒸发器)负责带出一回路的热量,其二次侧的水质对蒸发器稳定运行至关重要。本文针对秦山某厂蒸发器排污系统投运以来出现的重要事件、故障进行描述,结合运行、维修、技术等部门的经验,详细介绍了排污系统在运行及优化方面的工作。     

秦山核电二期扩建工程反应堆冷却剂泵安装与质量控制

秦山核电二期扩建工程冷却剂泵为西屋100D型,由美国西屋公司设计,日本三菱重工和三菱电机制造,安装位置位于核电厂反应堆安全壳厂房内。由于反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)的自身特点和其在整个核电厂运行中的重要地位,主泵的正确安装,与核电厂的正常运行息息相关,是整个工程安装中难度较大的部分。本文简要描述了秦山二期扩建工程主泵本体的安装逻辑和施工过程,根据现场实践进行经验总结,期望对同类设备的安装有所帮助。     

核电站稳压器设备安全端焊接技术分析

稳压器设备是核电站主要设备之一,是核电站冷却系统的重要设备。稳压器主要功能是压力控制、压力保护、补充RCP水容积变化、RCP升压和降压和排除压器内饱和水与饱和汽以及其它气体。每一个反应堆要设置一台稳压器,反应堆冷却系统是一个充满高温、高水压的封闭回路,对焊缝的质量要求极高,尤其是对稳压器安全端的焊接质量要求。安全端是核电站稳压器、蒸汽发生器等设备上一种异种钢焊接结构,安全端焊接质量直接影响到核电站安全运行,它的焊接工艺难度大、技术要求精、质量要求高。     

长燃料循环一回路水质跟踪与探讨

秦山基地核电机组逐步长燃料循环后,一回路冷却剂水化学环境改变,影响了机组燃料可靠性的计算,也对堆芯构件及一回路设备的防腐有不利影响,继而影响了一回路冷却剂放射性环境.文章通过理论支持和运行经验,对长燃料循环后水化学环境发生的改变,采用化学手段进行干预、控制,消除机组运行期间的不利影响,并提出了建设性的建议.通过使用接近...     

田湾核电站液压阻尼监测系统

田湾核电站一期工程每台机组的反应堆管道和设备装有抗震液压阻尼器46个,它们用来在设备和管道受到地震和事故动载荷时,限制设备和管道的位移,液压阻尼监测系统实现了液压阻尼器的位移监测和备用油位的液位监测,用于在机组冷却、加热、正常运行和强度水压试验期间监测主管道、主泵、稳压器和蒸汽发生器的热位移,对其他核电站反应堆设备热位移的监测系统的设计具有一定的参考意义。     

核电厂二回路阳电导率高研究

核电厂正常运行时一回路的水高温高压且含有强烈的放射性,一旦蒸汽发生器发生破损,将会释放到二回路水中,造成放射性污染和巨大的经济损失。因此减缓蒸发器的腐蚀,保证核电机组在寿期内的稳定运行非常重要。腐蚀主要源于二回路水中阴离子即阳电导率的超标。针对二回路阳电率高的问题,通过仪表检查、离子分析、二回路水中的杂质离子鉴定等方法找到了根本原因,为其它电厂提供了借鉴和指导。     

MOX燃料反应堆回路设备源项计算程序开发

FCSC程序是中国核动力研究设计院自主研制的用于计算核动力装置主、辅回路系统设备中的裂变产物、腐蚀产物和锕系核素的源项程序。MOX燃料中包含大量U(U-235、U-238)和Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242),其中Pu-239、Pu-241等易裂变核素大约占Pu总量的2/3,在进行MOX燃料堆芯主回路冷却剂放射性源项计算时,必须考虑这些易裂变核素。针对MOX燃料的特点,对FCSC程序进行改进,扩展其计算功能,主要改进为在FCSC程序燃耗计算模块中增加以Pu的同位素为初始的重核活化反应和裂变反应计算功能,用于MOX燃料反应堆堆芯及回路设备源项计算。     

PRS系统蒸汽管道隔离阀冷凝计算分析

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)用以应对全厂断电叠加辅助给水系统失效的工况。PRS系统利用高处的冷凝水箱将蒸汽发生器的余热带出,最终通过冷凝水箱中水的蒸发将热量带入大气中。在机组正常运行期间,PRS系统蒸汽管线隔离阀前为高温高压水蒸气,阀后为低温低压的空气。若将PRS蒸汽管线隔离法机组运行期间,蒸汽在蒸汽管道隔离阀阀瓣处冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。     

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。     

钠冷快中子增殖堆给水流量控制系统方案研究

钠冷快中子增殖反应堆采用三回路系统和直流蒸汽发生器设计,其给水流量控制系统对整个反应堆的安全稳定运行起到了非常重要的作用。根据系统控制要求,分析运行特性,提出了基于钠出口温度不变为主控制量,并采用给水流量需求值作为前馈的串级PI控制方案来调节给水调节阀开度,以及维持给水调节阀前后压力不变来调节给水泵转速。瞬态工况仿真试验验证结果表明,给水流量控制系统能够迅速控制瞬态扰动引起的系统参数变化,满足维持钠出口温度不变和出口蒸汽压力稳定的控制要求。     

浅谈反求证工程理论在AP1000主管道(RCL)坡口加工中的应用和研究

AP1000核电反应堆主冷却剂系统管道,简称主管道(缩写RCL)属于核电站最为核心的功能性设备,其安装的精度控制和质量状况,直接影响核电站整体健康运行和核安全关键性能。本文通过采用"反求工程理论模型"研究方法对三门AP1000参考电站主管道(缩写RCL)坡口加工工艺进行研究和总结,为后续AP1000核电站主管道坡口加工提供参考和借鉴。     

方家山核电机组主给水泵暖泵管线改造及其实践

核电机组的备用主给水泵在紧急情况下的快速成功启动对于核电机组的安全稳定运行十分重要。方家山核电机组主给水泵由于原设计中无暖泵管线,在备用期间存在暖泵温度不足问题。在备用状态下泵体温度和管道中的水温缓慢下降,导致泵体底部温度低,引起泵体上下温差较大。备用泵主给水泵的进口、跨接管、出口管道的水温也会降低,应急启动时,当除氧器的温度较高水开始进入主给水泵泵组时,由于巨大的温差可能导致给水泵卡涩,泵轴抱死,有设备损坏的风险,当机组处于高功率情况下,备用主给水泵应急启动不成功会导致机组大幅度甩负荷。备用泵的进口管道、出口管道、以及前置泵和压力级泵的跨接管管道中囤积了较多的低温水,在高功率的情况下,如果备用泵应急启动会使囤积较多的低温水进入下游给水管线,可能导致高压加热器隔离和蒸汽发生器水位大幅波动从而导致停机停堆等运行瞬态。所以增加暖泵管线,让备用主给水泵具有良好的暖泵效果,改善备用主给水泵的上下部温差较大的情况,提高备用泵的进口和出口管道上囤积的水的温度,对于备用泵应急启动成功的可靠性,以及减少备用的主给水泵应急启动后可能导致的运行瞬态,保证核电机组安全稳定运行具有十分重要的意思。