核电厂蒸汽发生器管板厚度计算方法研究

核电厂蒸汽发生器管板厚度计算是压水堆一回路系统承压边界尺寸计算的关键。本文采用TEMA标准和ASME VIII-1标准对包括蒸汽发生器传热管节距、布管圆直径、管板外径、筒体连接段厚度等主要参数的变化对管板厚度计算的影响进行对比计算分析,研究蒸汽发生器管板厚度计算标准应用特点。     

核电站蒸汽发生器传热管破裂事故研究及响应

伴随着世界核电的发展,核电站的安全问题开始受到越来越多人的关注。核电站蒸汽发生器传热管破裂作为核电站可能发生的典型事故,在发生之后如果处理不当,有可能导致放射性外泄的风险。因此,了解核电站蒸汽发生器传热管破裂的事故原理,并熟悉其处理手段便显得尤为重要,着重介绍了蒸汽发生器传热管事故的原理、处理方法和事故当中的应急响应。     

浅析核电厂蒸汽发生器传热管降质及堵管技术

本文分析了蒸汽发生器传热管降质的原因,传热管降质的机理,以及易出现降质的部位,提出预防手段;简要介绍规范要求的及非规范要求的蒸汽发生器在役检查主要内容,以及破损传热管的三种堵管方式;以远程机械拉拔式堵管技术为例简单阐述国内堵管技术的现状。结合国内外最新的蒸汽发生器堵管技术对堵管技术的发展方向进行探讨。     

核电蒸汽发生器传热管涡流检测常见信号分析

核电站蒸汽发生器传热管是一、二回路介质的交界面,核安全的重要性显而易见。目前,国内外对蒸汽发生器传热管最有效的无损检测方法是涡流检测。本文主要对实施涡流检测时常见信号进行分析,为一名合格涡流分析人员提供参考依据。     

核电站第一、二阶段役前检查综述

根据核安全法规要求,核电站在安装调试阶段必须进行役前检查,役前检查相关数据及报告不仅为主设备及管道合格验证,也可为在役检查提供初始数据。结合调试计划及役检大纲要求,第一、二阶段役前检查应在一回路水压试验前完成,其主要内容:蒸汽发生器传热管涡流检查,二回路水压试验后检查。     

一回路冷态水压试验探讨

压水堆核电厂正常运行时一回路压力为15.4MPa,组成一回路压力边界的主要设备为压水反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等部件组成,通过一回路压力边界内的设备运行将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器,从而冷却堆芯,防止燃料元件烧毁,而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽。反应堆冷却剂系统组成的一回路压力边界内设备的正常运行对于保证反应堆稳定运行至关重要。正常运行时,反应堆冷却剂系统维持168吨温度为310℃、压力为15.4MPa的欠饱和水,这些冷却剂在主冷却剂泵的驱动下,循环流动,流经反应堆堆芯,带出裂变反应产生的热量,在蒸汽发生器中,将这些热量传递到二回路给水,产生蒸汽,驱动汽轮机发电。当一回路压力边界失效,将无法维持稳定的一回路压力,一回路压力下降,将使得温度为310℃的过冷水变为饱和水,从而产生大量的蒸汽,进入堆芯的冷却剂将变为汽液两相流或过热蒸汽,传热效果大大下降,同时产生大量的蒸汽,流经主冷却剂泵,将导致主冷却剂泵叶轮发生汽蚀,流量下降,进一步恶化的反应堆堆芯的冷却。堆芯核裂变或核燃料衰变产生的大量热量如果不能及时导出,将可能产生严重的后果甚至堆芯融化,从而造成重大的核安全事故。     

核电厂蒸汽发生器传热管运行维护

本文通过对各种可能造成蒸发器传热管破损的原因进行分析,讨论如何采取相应的防护措施,以尽可能的减少传热管破损的事件发生。重点从蒸汽发生器的结构特点、传热管材料、水化学等方面分析可能造成破损的原因和形式;从改善水化学特性,进行在役检查及大修保养三方面采取防护措施,避免寿期内出现传热管破损事故。     

VVER卧式蒸汽发生器传热管涡流检验可靠性探讨

本文分析了VVER卧式蒸汽发生器(SG)传热管降质机理和影响可靠性的相关因素,通过试验验证,为后续传热管涡流检验结果的可靠性分析提供了参考。     

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。     

直流式蒸汽发生器数值模拟

以中国实验快堆(CEFR)40%功率下的蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对二、三回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。研究结果为CEFR蒸汽发生器的安全运行提供了一定的理论支撑。     

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。     

对凝汽器钛管泄漏的认识

凝汽器作为二回路的一个重要设备,它对汽轮机的正常经济运行起着至关重要的作用。秦山二期的凝汽器有5800根钛管,在长期的运行中一旦其中某些钛管破损,就有可能使海水泄露入凝汽器,随之带入SG(蒸汽发生器)二次侧,使二次侧水质变差,钠、氯离子浓度高会导致蒸汽发生器传热管腐蚀,引起蒸汽发生器破管,后果十分严重。所以,控制好凝汽器钛管的运行,对机组的稳定运行和电厂经济效益显得非常重要。     

核电站一回路快速冷却降温方法的改进探讨

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。     

AP1000一回路泄漏监测及响应

一回路发生泄漏时,会引起反应堆各种参数的变化,操纵员可以通过监测这些非预期的参数变化,在触发反应堆保护系统动作前发现泄漏,并找到泄漏位置及时做出正确响应,防止事故进一步扩大化,将一回路泄漏事故的影响降至最低,进而保证核电站的经济型和安全性。     

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。     

蒸汽发生器给水环设计与水力特性分析

在蒸汽发生器(SG)给水环的设计中,传热管冷侧和热侧热负荷不均的特性要求通过合理的结构布置使给水按合理的比例分配给冷侧和热侧,以适应两侧不同的热负荷,保证二次侧自然循环回路的稳定性。本文介绍了国内二代改进型机组55/19B型蒸汽发生器的给水环的结构设计,建立了给水环的水力计算模型,通过分析,得到了给水环的水力特性及给水分配情况,证明了设计满足给水分配要求。     

核电厂发电机空冷器新型堵漏工艺开发与应用

秦山核电一厂发电机空气冷却器发生过传热管大面积泄漏,堵管率超过设计裕量,为此开发了一种新型在线快速堵漏工艺并成功应用。在传热管内加装一根传热管,两根传热管之间为间隙配合,然后使用胀管工艺使两根传热管与管板胀接固定,最后使用耐海水专用防腐涂料进行管板密封。此方法在单根传热效率略微下降的基础上,最终达到了堵漏的目的,传热效率相比传统的堵管工艺大大提高,保证了设备的正常投用。这种新型堵漏工艺作为秦山核电的首次应用,为后续其他核电厂发电机空冷器在线堵漏提供了一定的借鉴意义。     

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。     

压水堆核电站蒸汽发生器水位控制

压水堆核电站配置有一套完善的蒸汽发生器水位测量装置,用于全范围的蒸汽发生器的水位控制。本文通过对蒸汽发生器水位控制原理的展述,展开蒸汽发生器水位控制方法,共同提高控制蒸汽发生器水位的技能。     

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。