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。     

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。     

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。     

浅谈无损检测技术在AP1000蒸汽发生器管板加工中的应用

本文介绍了目前国内外常用的几种无损检测技术,结合AP1000蒸汽发生器管板加工,对无损检测技术中的渗透检测(PT)在AP1000蒸汽发生器管板加工中的应用进行了探讨,着重地从液体渗透检验试剂、检验程序以及检验标准等方面进行了探究。     

核电站蒸汽发生器二次侧水压试验流程及传热管焊接部分渗漏的处理工艺简介

本文主要介绍了压水堆核电站蒸汽发生器安装就位后二次侧水压试验流程及要点,并针对传热管管口焊缝在水压试验时渗漏而进行返修、验证活动。     

降功率过程中主给水调节阀卡涩处理

本文首先阐述了压水堆核电站主给水的功能及蒸汽发生器(SG)水位控制的基本原理,分析了主给水调节阀可能卡涩的原因,最后针对降功率过程中的调节阀卡涩提出相应的处理方法,并对处理的方法进行总结。     

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。     

压水堆核电厂退役放射性物项去污标准探讨

放射性物项去污是压水堆核电厂退役的重要活动,也是退役标准体系中的关键要素。本文章基于反应堆退役去污实践,通过对压水堆核电厂退役放射性物项去污时机、对象及方法进行梳理总结,提出了不同的对象适用的去污方法及可达到的去污因子。同时,对国内外核电厂退役去污法规标准进行了调研与要求分析,提出了压水堆核电厂退役放射性物项去污标准的相关要求,包括去污目标、应遵循的原则及限值以及去污技术的选择等。根据标准要求的分析结果,提出去污标准编制要素及文本内容。研究成果可为后续压水堆核电厂退役去污标准的建设提供参考。     

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。     

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。     

模块式小型压水堆一回路水化学参数分析

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。     

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。     

核电辅助给水汽动泵蒸汽疏水改造

秦山核电二厂4台机组蒸汽发生器辅助给水泵采用小型蒸汽汽轮机驱动,其下游疏水长期存在疏水温度高、疏水量大,有害离子腐蚀穿孔等问题。本文通过分析现场实际情况,找出冷热混合水位置及流量不合理等原因,提出改造方案,解决由于辅助给水汽动泵蒸汽疏水系统的问题。     

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。     

核电辅助给水汽动泵蒸汽疏水改造

秦山核电二厂4台机组蒸汽发生器辅助给水泵采用小型蒸汽汽轮机驱动,其下游疏水长期存在疏水温度高、疏水量大,有害离子腐蚀穿孔等问题。本文通过分析现场实际情况,找出冷热混合水位置及流量不合理等原因,提出改造方案,解决由于辅助给水汽动泵蒸汽疏水系统的问题。     

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。     

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。     

液压胀接压力理论计算研究

本文结合蒸汽发生器管子管板胀接机构及材料特性,采用用简化的两端开口的套筒模型,对该产品液压胀接压力进行了计算和确定,为后续实施胀接工艺评定、产品胀接提供了理论基础和数据。     

孔板流量采用新旧国标的对比计算

在核电厂,在主给水管路上装有孔板流量计,用于准确测量主给水流量。计算孔板流量的新的国家标准GB/T 2624-2006于2007年7月1日实施,并代替GB/T 2624-1993。本文详细介绍了孔板流量的新旧国家标准的不同,并通过计算表明采用不同标准给计算结果带来的差异。     

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。