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由于一回路水压试验的周期较长,其结果对一回路有着至关重要的意义,且操作过程中的技术细节较多。本文针对不同的压力平台的操作细则和风险进行了阐述,从而为后人提供一份宝贵的经验。 相似文献
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秦二厂1/2号机组一回路主系统正常运行时保持偏碱性,随着寿期初到寿期末硼浓度的变化,需要参照化学技术规范对一回路锂浓度进行不断调整,具体方式是通过添加氢氧化锂或者通过除盐床除锂。这样保持整个寿期内一回路主系统偏碱性,可以避免一回路管道及设备的腐蚀及活化腐蚀产物的积累,降低放射性。 相似文献
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大亚湾核电站一回路氧化前的放射化学及氢含量指标达到前,一回路温度应保持在170℃以上;一旦指标达到要求后,一回路要以最大速率(28℃/h)冷却,不得中止,直到所能达到的最低温度(但不应低于10℃),即使在进行一回路氧化操作时也不要停止。本文就大修期间一回路快速冷却降温的方法进行了分析并提出了有效的改进建议。 相似文献
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本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,结合模块式小型压水堆的技术发展方向,对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究,提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标,可为模块式小型压水堆一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。 相似文献
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文章主要讲述了核电厂传统的一回路充水排气的方法及操作要点,并结合国内核电厂多年运行经验反馈,总结传统一回路充水排气的一些比较好的经验反馈,探讨了传统一回路充水排气有多大的改进空间.针对目前大亚湾、方家山及岭澳核电厂等的抽真空排气,结合传统一回路充水排气,探讨两种方法的优缺点. 相似文献
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某核电厂的水压试验泵需执行三个功能,每个功能需要的压力不同,且最高压力需要达到24MPa,而流量基本相同,所以需要采用特殊结构的泵。本文从变频电动柱塞泵的基本原理、结构、运行方式来阐述其如何实现为中压安注箱充水、供主泵应急轴封水和水压试验功能。通过对三种运行工况的功能试验验证其是否满足工况运行要求。对其试验结果进行分析可得:当泵出口压力从0-24MPa范围内变化时,流量为5.9-6.1m~3/h,满足充水和供主泵应急轴封水运行要求;通过变频器调节电机频率可以达到0.4MPa/min的升压过程,也可实现保压在24MPa,从而满足水压试验运行要求。 相似文献
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水压试验泵汽轮发电机组系统(LLS)为压水堆核电厂的重要组成部分,该系统能够保证在一个机组的两列配电盘LHA和LHB都不能供电的情况下(H3工况),LLS系统也可以为水压试验泵9RIS011PO提供380V应急电源,从而确保主泵轴封水的供应,保证反应堆冷却剂系统的完整性;在超设计基准事故情况下,该系统给机组运行所需要的仪表供电。本文简要介绍LLS系统的功能,组成部分,小汽轮发电机组工作原理及各种运行状态等。 相似文献
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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。 相似文献
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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... 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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为保证主泵主轴的运行安全,对主泵主轴的定期无损检测是确保其安全运行的关键所在,因而有针对性的开展主泵主轴超声检验技术研究。通过分析研究主泵主轴材质、结构以及现场条件对超声检验的影响,开展探头角度、频率、晶片尺寸以及标定试块等检测参数和检验技术的设计,并进行声场模拟和模拟件检测试验,研究开发出了一套有效可靠快捷的主泵主轴超声检验技术。 相似文献
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压水堆核电厂一旦丧失全部应急交流电,会伴随发生反应堆冷却剂泵的密封泄漏,最终可能导致堆芯裸露和熔化。本文在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。 相似文献
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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。 相似文献
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压水堆核电站配置有一套完善的堆芯水位测量装置,用于全范围的监测堆芯水位,以便在正常工况、失水事故工况下实时监测堆芯淹没情况,特别是在失水事故情况下,对堆芯水位的准确测量和显示是反应堆操纵员控制机组在安全状态的重要保障。本文以大亚湾M310型压水堆核电站的堆芯水位测量为例,介绍其测量原理及具体应用。 相似文献
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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。 相似文献
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根据反应堆冷却剂泵支承设计需求,对传统的反应堆冷却剂泵支承结构进行了优化改进,提出了一种固有频率高、支承刚度大的新型支承结构。利用ANSYS有限元分析软件对不同结构形式、不同安装方式下支承结构的应力分布、固有频率及系统支承刚度进行了计算,对比分析了不同安装方式对于系统动力学特性的影响。计算结果表明新型反应堆冷却剂泵支承结构设计合理,能满足设计要求。 相似文献
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某机组调试期间发生一起主给水泵切换试验期AHP解列事件,针对此事件进行原因分析,结合机组实际运行情况阐明了增减暖泵管线的必要性,同时对目前暖泵改造的不足之处提出了建议。 相似文献
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为了更好的控制核电工程项目采购进度,本文针对海南昌江核主泵建立赢得值和关键路径综合进度评价模型,对其制造过程中的进度情况分别按照整体和关键线路进行计算分析和评价,根据评价结果找出需重点关注的工作并剖析导致进度延误的原因,针对性采取有效的管控方法,实现了对主泵采购进度延误情况的正确认识,进而能够采用相应的管理办法,在一定程度上加快了主泵的采购进度。本文为核电工程其他设备采购提供了实例参考。 相似文献
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主泵运行在主热传输系统高温、高压的环境下,因此每台主泵都通过一套多级的轴封装置对轴进行密封,防止冷却剂泄漏。同时需要持续注入干净、低温的冷却水对轴封装置进行冷却和润滑以防止设备损坏,主泵轴封的性能将直接影响主泵的运行,轴封失效极有可能导致冷却剂泄漏,影响主系统压力边界的完整性,并造成放射性危害。本文从主泵轴封的结构特点出发,主要分析了可能发生的主泵轴封流量异常、冷却异常、轴封回流阀意外关闭和机械密封失效等故障工况的现象以及可能导致的风险,并提出了相应的处理措施。 相似文献
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