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。     

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。     

AP1000核电机组蒸汽发生器排污系统设计改进

本文简单介绍了二代加和AP1000核电中蒸汽发生器排污系统的差异。通过设备设置、控制方法、系统接口等方面的比较,表明AP1000核站电蒸汽发生器排污系统在满足系统功能的基础上更加安全和先进。     

论核电设备监造管理体系的建立和有效性评估

本文结合我国目前在建核电工程设备监造的管理实践,全面分析了核电设备监造管理体系的组成及特点,包括监造组织机构设置、人员的培训和授权,监造文件体系建立、监造体系评价等,提出了良好实践和方法及关注要点,供国内设备监造有关单位借鉴。     

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。     

国外核电设备监造工作实践与建议

本文从国外核电设备监造案例的角度出发,对欧办监造工作发生的问题进行总结、思考,并提出对国外设备监造的建议。     

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。     

论核电项目设备自主监造人力规划

笔者基于工程公司总承包核电项目,首先论述确立设备"自主采购、自主监造"管理模式,其次从评估单项设备所需人力到得出新项目所需人力来阐述如何制定一个优化的项目监造规划,最后浅谈人员培训部分内容,总结在项目确立之初、设备制造开工之前便建立一个优化的设备自主监造队伍,对后续设备生产制造的质量管理与监督具有重要的积极作用。     

秦山第二核电厂蒸汽发生器水位控制

本文主要介绍蒸汽发生器水位的控制原理,并结合机组2006年以来的若干事件对蒸汽发生器水位影响因素作简要分析。     

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。     

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。     

蒸汽发生器水位控制系统简介与常见故障及对策分析

本文以M310型650MW压水堆机组的蒸汽发生器运行为切入点,对立式自然循环式蒸汽发生器水位控制系统分高负荷两种运行模式进行简要介绍,并对模拟控制图中采用的滤波器加以分析,指出各滤波装置对控制系统的影响。同时,根据实际运行经验,针对常见的有关蒸汽发生器水位控制方面常见的故障加以分类说明,并给出控制建议。     

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。     

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破裂事故处理

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)发生后,操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器;对一回路快速降温降压,减缓一回路冷却剂的泄漏;及时终止安注,平衡一、二次侧压力,终止蒸汽发生器传热管的泄漏;继续降温降压,将电厂带入最佳状态。处理过程中要力求快速和准确,限制放射性流出物向大气环境的不可控排放,将事故后果降至最低。     

核安全设备监造过程质量问题分类管理模式研究

高质量和高可靠性的核安全设备是保证民用核设施安全目标的重要前提条件之一。《民用核安全设备监督管理条例(国务院第500号令)》和配套法规要求:民用核设施营运单位应采取驻厂监造或见证等方式对相关活动进行过程监督。本文通过制定质量问题分类原则,并对质量问题的处理方式提出建议,确保了监造工作的时效性。     

基于氦气检漏的蒸发器加热室制造检测技术研究

氦气检漏技术广泛应用于核电厂蒸汽发生器的检测,本文基于氦气检漏技术废液蒸发系统中核心设备蒸发器加热室进行无损检测,并采用液压试验的方式进行验证,确保加工制造的蒸发器加热室满足使用要求。为后续该技术在放射性废液处理系统设备加工制造中的应用积累丰富的经验。     

蒸汽发生器汽水分离器改进设计数值分析

对核电蒸汽发生器的汽水分离器进行改进设计后进行数值分析计算,从汽水分离器的阻力和分离效率两两方面对计算结果进行分析。结果表明,缩比后的汽水分离器满足蒸汽发生器的使用要求。本文的目的是通过数值分析获得汽水分离器主要结构参数的变化对分离器性能的影响趋势,为试验研究的模拟件设计提供依据。     

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。     

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。