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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。 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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压水堆核电站反应堆主冷却剂管道为大直径,大壁厚管道,简称:主管道。主管道管段与设备、管段与管段之间采用焊接的形式连接,由于焊缝在焊接过程中存在显著的收缩变形,单个焊缝的焊接收缩量大约为9mm左右,因此焊接收缩变形对主管道位置、主管道连接主设备的相对位置都将产生很大影响。因此主管道安装必须考虑焊缝收缩的因素,合理消化焊缝收缩产生的变形是主管道安装的重点。如何保证主设备相对位置的形位公差控制以及采用什么样的控制方法是本文讨论的重点。本文以CPR1000堆型压水堆核电站主管道安装为依据进行分析总结出了大壁厚管道安装的通用方法,为主管道或者其它相关项目大壁厚管道安装施工提供借鉴和参考。 相似文献
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核电站主管道现场安装采用窄间隙TIG自动焊可提高主管道现场安装施工质量、缩短施工周期。介绍了福清、方家山两个核电工程自主研发的主管道窄间隙TIG自动焊工艺的焊接设备、坡口形式、焊接材料、工艺参数等,组对情况、性能试验、无损检测及焊接工期表明窄间隙TIG自动焊技术在核电站主管道现场焊接的工程应用是成功的,但由于窄间隙自动焊技术是国内核电工程首次应用,需加强反馈、积累经验。 相似文献
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本文详细介绍了除盐水生产工艺的流程,并对历年来的改造做了相关说明。除盐水生产系统虽然不是核安全相关系统,但是它的正常运行,对核电厂的核安全有着非常重要的影响,从常规岛的发电机系统到一回路系统,保证除盐水的水质和正常供应,对核电厂的连续稳定运行有着不可或缺的作用。 相似文献
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本文对核电站一回路失水事故(LOCA事故)的分类及验收准则进行简单介绍,主要针对两种比较典型的LOCA事故的发展阶段进行详细介绍,重点描述一回路失水事故发生后安全系统(RIS系统)的动作和堆芯水装量的变化以及堆芯余热的导出情况。并对影响LOCA事故后果的几个主要因素进行分析,通过堆芯水装量的变化来判断燃料包壳的完整性,以此来评价我们核电厂的安全性。 相似文献
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核电厂的过程测量参数直接反应核电厂的运行状态,而过程参数的测量则通过过程仪表系统完成。本文将对核电厂过程仪表的布置安装设计进行探讨,简述过程仪表的安装设计原则和布置要求,使过程仪表的安装能做到正确、灵活、安全、可靠、维护方便、整齐美观,从而发挥过程仪表在核电厂运行中的重要作用。 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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以核电厂反应堆一回路主设备稳压器为对象,将三维激光扫描应用于放射性环境下核岛内维修现场环境的测绘。确定了稳压器三维激光扫描方法及三维模型建立原则,并对建立的三维模型进行了准确性分析,将三维模型结果应用于核电维修工作中。 相似文献
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核电厂半管水位运行工况期间,余热排出系统与主管道连接的管道入口可能发生涡流吸气现象导致气体进入余排管道,影响余排泵的效率甚至造成余排泵气蚀损坏,进而导致余热导出能力失效。本文基于成熟的核电厂余排管道入口结构设计,采用CFD的方法对不同形式的余排管道入口流动情况进行模拟仿真计算分析,并对半管水位、余排流量等关键参数进行了对比分析,一定程度上为余排接管入口防涡流吸气的设计提供了理论指导。 相似文献
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核电厂安装调试阶段关系到整个工程的运行安全,核级泵是核电厂发电的重要设备,对其使用问题进行分析,提供必要的调试和管理方案十分必要,文章就目前我国核电厂安装调试现状对这一问题进行了具体的分析。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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主环路铂电阻和旁路铂电阻温度计是一回路的承压边界,主环路温度信号送主系统低温超压保护和事故后仪表,旁路温度信号送反应堆保护系统、反应堆功率调节系统、稳压器液位控制系统,属于电站的关键设备。本文详细阐述了温度计改进的相关实践工作,为其他核电厂开展类似项目提供参考借鉴。 相似文献
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本文根据国内核电厂核岛各类现场预制类容积贮罐的组装过程及安装工艺进行了介绍,并重点对核电厂内的溶液贮罐组装方法及采取的控制方法进行了分析和描述。 相似文献
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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。 相似文献
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核电厂调试阶段是整个施工中的核心,核电调试关系到设备的运行安全。需要技术人员和管理人员共同努力,完成核电设备的验证、设计制造和安装等过程。建立安全小组,随时发展设计和安装过程中存在的问题,确保核电厂的稳定运行。 相似文献
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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。 相似文献
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仪表和控制是核电厂的两大核心,仪表是控制系统的"眼睛",对核电的安全、经济运行起至关重要的作用。本文作者参与过核电机组的安装与调试期间积累的一些经验汇编,从原理为出发点,通过原理和实际的对照,总结了核电厂常见的开关量仪表的安装和调试注意事项,旨在给初使用者提供现场学习参考。 相似文献
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核电厂由于其对核安全有特殊要求,所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。本文以国内目前建造运行最多的M310堆型为例对核电厂电气调试的主要内容、调试准备、计划以及调试实施过程控制等进行了总结介绍。 相似文献
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