核动力工程

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核动力装置控制室工效学三维仿真设计与评价

颜声远, 陈玉, 王艳淑, 陈文龙

2014, 35(S1): 1-4.

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摘要:
通过建立核动力装置控制室工效学设计与评价指标体系,开发核动力装置控制室三维仿真设计与评价软件,实现交互式和可视化的工效学设计与评价。研究实例表明,本软件能够准确且高效地完成核动力装置控制室工效学三维仿真设计与评价工作。

中国核电厂质量保证安全规定修订建议

张雁, 刘鹏飞, 赵燕

2014, 35(S1): 5-7.

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摘要:
通过对法规、导则和标准的研究、学习,结合实际工作,分析可知随着我国核电质量管理工作的不断发展和前进,现行的《核电厂质量保证安全规定》存在诸多不足,难以满足实际工作需要。本文从安全文化、领导作用、全员参与、质量保证分级、不符合性、持续改进和过程方法等方面对HAF003及其导则的修订提出意见,通过对这些管理理念的理解和利用,使组织的管理得到提升,向更好的方向发展,保证核安全。

改善HTR-PM控制室数字化人因特性的设计对策

贾倩倩, 张良驹

2014, 35(S1): 8-11.

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摘要:
数字化仪控技术给核电厂控制室人-机界面带来巨大改善的同时,也给人-机交互过程带来一些新的问题。为了减少数字化对操纵员的不利影响,进一步改善数字化条件下的人因特性,本研究从人-机界面设计者的角度出发、结合高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)的特点,提出相应对策。在控制室中,除了设置基于计算机屏幕的人-机界面外,还保留位置固定的、不被切换的传统显示,如模拟图、光字牌等,使操纵员在利用屏幕完成基本监视操作任务的同时,也能够随时总览全厂概貌。根据验证平台的初步验证结果,以计算机屏幕为主要人-机界面的控制室,保留位置固定的不间断的专用定位显示,有助于克服锁孔效应、界面管理、无固定位置等数字化对人因的不利影响,更好地支持操纵员。

应用于M310电厂数字化报警抑制的机组运行工况计算

李力, 徐钊

2014, 35(S1): 12-14.

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摘要:
采用数字化仪控系统(DCS)和先进主控室的核电厂需要由仪控系统自动实时计算核电机组运行工况,通过友好的数字化人-机界面显示给主控室操纵员;该运行工况的计算结果,用以进行数字化报警抑制。本文提出的方法就是设计运行工况的计算方法和运行工况数字化实施方法。

CPR1000核电厂应对超设计基准全厂断电增设移动电源的研究与设计

张淑兴, 曹宇

2014, 35(S1): 15-17.

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摘要:
福岛核事故的经验反馈表明,超设计基准的长时间全厂断电可能发生,核电厂有必要增设移动电源。本文从CPR1000核电厂的电源配置出发,结合福岛核事故经验反馈,讨论极端自然灾害带来的全厂断电风险,分析确定增设移动电源的必要性及其功能定位。针对全厂断电工况下必须保持供电的负荷进行研究,以确定移动电源的合理功率。分析介绍目前移动式应急电源的分类以及优缺点,并根据核电厂应用的具体需求,选择合适的电源类型,最后,指出核电厂移动电源设计的关键要素并给出相关的设计建议。

数字化核电厂总体运行状态显示功能设计

徐钊, 李力

2014, 35(S1): 18-20.

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摘要:
核电厂总体运行状态显示功能设计的目标是对全数字化仪控系统(DCS)提供的信息进行合理有效的集成。本文从运行需求角度,提出了一种核电厂总体运行状态显示功能的设计方法,并给出了设计样例。本文皆在提出一种使主控室操纵员能够灵活、快速、全面地获取信息的核电厂总体运行状态显示功能的设计方法。

共用凝汽器建模与仿真

薛若军, 陈志龙, 李言瑞

2014, 35(S1): 21-25.

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摘要:
热力系统的主汽轮机与辅汽轮机共用一个凝汽器,称其为共用凝汽器,在共用凝汽器工作原理的基础上,依据凝汽器结构特点建立共用凝汽器的动态数学模型。仿真分析共用凝汽器典型工况下的运行特性,得到共用凝汽器各子区间不同的热力特性,对探究共用凝汽器的热力特性具有一定意义。

数字化报警规程的验证方法

刘勇, 杨庆明

2014, 35(S1): 26-28.

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摘要:
数字化报警规程作为核电厂的一类重要运行规程,将在数字化仪控技术系统(DCS)中安装使用。当核电厂工艺参数偏离运行范围、设备状态与当前运行状态不符、设备发生故障、系统设备无法操作时触发报警,以避免机组状态进一步恶化。基于在建核电厂数字化报警规程在模拟机上的验证经验、工作流程和验证结果,提出数字化报警规程验证的基本工作方法。基于此方法,能确保报警规程编写和数字化报警规程设计的正确性,从而满足核电厂安全运行的要求。

基于RELAP5-3D的全范围模拟机CPR1000反应堆SGTR影响分析

姜夏岚, 秦治国

2014, 35(S1): 29-32.

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摘要:
以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h不干预和1.5 h内依照事故规程进行干预分别进行计算,并通过与文献的对比对仿真结果的准确性进行验证,研究主要参数的变化趋势并分析其变化原因,给出完整的事件序列和操作员干预的措施。

秦山核电厂全范围模拟机DIO改进板卡及其离线检测系统设计

石晓伟, 卢明贤, 王宇, 邱建文, 朱元东

2014, 35(S1): 33-36.

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摘要:
设计定制秦山核电厂300 MW全范围模拟机用实时处理(RTP)接口系统中的数字输入输出(DIO)改进板卡。设计搭建接口板卡的测试平台,用于板卡的离线检测与故障定位。此板卡主要用于将系统采集来的模拟信号进行数字化转换,经过逻辑运算后将产生的数字信号通过RTP总线回送给主控机,同时将状态信号发送到LED灯进行状态的实时显示,以便对整个系统运行状况进行实时监视。

大尺度试验体表面液膜物理特性的综合测量

张子杨, 鲁仰辉, 王欢, 安旭, 宋宜豪

2014, 35(S1): 37-39.

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摘要:
测量对象为CAP1400非能动安全壳冷却系统水分配试验台架,其表面积超过200 m²。在水分配试验的测量系统中采用高精度电容探针的方式来测量试验体表面的液膜的厚度;通过设置多个收集水槽,以收集水槽的液位变化来表征局部区域的表面流量;采用工业电荷耦合元件(CCD)相机,通过拍摄试验体表面的图像,再以机器视觉处理的方式,计算得到大空间中试验体表面的液膜覆盖率。采用以上的方式,可以比较清楚全面地了解试验体表面的液膜的相关分布特性。

岭澳二期核电站系统调试问题分析

刘建伟, 范遂

2014, 35(S1): 40-43.

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摘要:
解决现场调试问题,首先要找到问题根源,理清设计、系统运行、试验方法等的上下游之间的关联,结合现场情况制定最佳解决方案。文章列举了硼回收系统(TEP)阀门的调节控制问题,余热排出系统(RRA)信号闭锁与辅助给水系统(ASG)泵误启动问题等系统调试方面的问题,通过对现场情况的充分了解与各方的沟通,提出典型问题的解决方案。

田湾核电站发电机失磁保护优化及改进

蒋晓鹏, 李聪, 刘杨

2014, 35(S1): 44-46.

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摘要:
田湾核电站为提高发电机失磁保护的安全可靠性,对原俄罗斯供发电机失磁保护进行了微机化改造,总结出了一套对发电机失磁保护微机化改造及其维护行之有效的经验,详细阐述了微机型失磁保护的基本原理和维护方法。实践证明,改造后的发电机失磁保护可以提升发电机运行可靠性和安全性,并缩短检修工期。

600MW压水堆机组控制系统中“次高/次低选”的改造

刘君, 朱昌荣

2014, 35(S1): 47-49.

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摘要:
核电机组在执行反应堆保护测量通道定期试验(T1试验)或测量仪表通道故障情况下的人为干预容易出错,无法保证核电机组稳定运行的问题。针对这一问题,在4台600 MW压水堆核电机组控制系统中引入了"次高/次低选"控制逻辑。本文阐述了"次高/次低选"的工作原理、方法及具体改造措施。通过试验数据分析,验证了此项改造的可行性。同时对"次高/次低选"在控制系统中的具体改造和应用进行了介绍。

应急柴油发电机励磁系统调试问题分析

黄昌军

2014, 35(S1): 50-53.

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摘要:
基于应急柴油发电机励磁系统的结构和原理,分析田湾核电站应急柴油发电机励磁系统在调试过程中出现的问题及处理方法,积累了相关的调试经验,为今后励磁调节器的运行和维护提供借鉴意义。

数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

杨明, 宋梦楚

2014, 35(S1): 54-58.

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摘要:
提出利用多层流模型对核安全级数字化仪控系统软件进行建模和可靠性定量评估的方法,开发多层流模型图形化建模和分析平台,建立某数字化仪控系统比例积分微分(PID)控制软件的多层流模型并根据测试结果进行了软件可靠性估计。所提方法通过一次分析可获得软件总目标及所有子目标的可靠度,便于识别软件设计中的薄弱环节,模型容易建立和修改。

继电保护方向和CT/PT极性静态通电试验方法

吴炳晨

2014, 35(S1): 59-63.

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摘要:
核电厂电流互感器(CT)/电压互感器(PT)极性和继电保护方向的配合正确性,往往通过机组在空载/负载运行工况下进行动态试验验证。本文提出在厂用受电和整组启动前通过静态通电的试验方法,预防和规避动态试验异常可能导致的试验中断、保护拒动误动、设备损坏等事件发生。降低动态试验工作量和试验难度,确保动态试验安全风险的可控和在控状态。

主泵密封流量仪表选型分析

邵文, 谭悦

2014, 35(S1): 64-66.

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摘要:
分析海南核电项目中由于主泵设计方案变化给化学与容积控制系统(RCV)仪表控制设计带来的影响、几种流量测量方案及存在的问题,并给出了解决对策。通过分析,找到了切实可行的解决方案,增加了系统运行的安全性。

基于模拟退火算法的操纵器排列优化

颜声远, 陈玉, 梁龙远

2014, 35(S1): 67-70.

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摘要:
为解决操纵器排列中采用经验法存在的排列依据难以追溯、排列结果因人而异的问题,本文提出了基于模拟退火算法的操纵器排列优化方法。研究中以操纵器的重要性、使用频率和操作次序工效学排列原则作为模拟退火算法的优化变量,以操纵器综合权值的倒数作为优化目标函数,建立了基于模拟退火算法的操纵器排列优化数学模型,并进行实例研究,得到确定的排列结果。研究表明,该方法的排列依据科学,排列过程可追溯,排列结果最优。

晃荡对气泡上升运动影响的数值研究

宋禹林, 谭思超, 付学宽

2014, 35(S1): 71-74.

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海洋条件中风浪等因素会导致船舶上存在自由液面的容器产生剧烈的晃荡运动。为了分析晃荡条件下液体中的气泡行为特性,在计算流体动力学软件Fluent平台下运用流体体积函数法模型,对晃荡条件下气泡在液体中的上升过程进行数值模拟。计算结果显示,晃荡条件下气泡呈周期性摆动上升,并伴随着聚合与分离现象。分析表明,晃荡对气泡运动行为特性产生的影响不可忽视,剧烈的晃荡运动会影响气泡的脱离尺寸,在加速部分气泡分离的同时阻碍部分气泡的运动而导致气泡聚合;晃荡运动还会致使气泡在水平方向偏离比较大的位移。

评AP1000堆芯设计

姚增华

2014, 35(S1): 75-79.

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根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。

压水堆核电厂消防设计比较分析

梁博, 陈莉萍, 王帅

2014, 35(S1): 80-84.

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摘要:
分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。

核电厂长循环燃料组件选型分析

汪聪梅, 叶国栋, 詹勇杰, 项骏军, 何子帅, 代前进, 李艳蓉

2014, 35(S1): 85-88.

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摘要:
通过分析不同类型燃料组件的性能并参照国内外的选型经验,结合秦山第二核电厂的实际情况,确定了长循环所用燃料组件的类型:即组件高度为4060.2 mm、组件格架为带3个搅混翼的改进型定位格架、结构材料为全M5的AFA 3G燃料组件。

田湾核电站3、4号机组控制棒驱动机构的设计改进研究

陈旭, 姜百文, 李长顺

2014, 35(S1): 89-92.

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摘要:
分析田湾核电站1、2号机组控制棒驱动机构(CRDM)存在的不足,制定3、4号机组CRDM的设计改进方案。并采用计算和试验方法论证设计改进的可行性,为有效提高3、4号机组CRDM的设备可靠性和核电厂运行的经济指标、增强市场竞争力奠定基础。

辅助给水系统超流量分析及改进

曾畅, 赖建永, 段永强

2014, 35(S1): 93-96.

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摘要:
采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。

辐照样品孔塞短杆抓取工具的研制

周围, 秦晓光, 刘朋奇, 赵强

2014, 35(S1): 97-99.

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摘要:
分析压水堆核电厂中现有的孔塞抓具在抓取辐照样品孔塞时的局限性和操作风险,引出辐照样品孔塞短杆工具的研制,阐述短杆工具的使用优点和对现有抓具功能上的补充,希望能提高大修中孔塞抽取工作的安全水平。

恰希玛核电站二期工程项目非能动消氢系统

凌星

2014, 35(S1): 100-102.

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摘要:
简要介绍严重事故工况下非能动氢气复合装置在恰希玛核电站二期工程(C-2)中的应用。结合系统设计说明和设备制造就其工作原理、设计原理、现场布置及依据等方面进行了阐述。同时对系统的安全分析、运行维护等方面进行了介绍。

主蒸汽隔离阀执行机构液压系统超压分析

牟杨, 董军成, 卢祺

2014, 35(S1): 103-106.

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摘要:
秦山核电厂二期扩建工程的主蒸汽隔离阀执行机构在调试和运行中经常出现超压现象。通过对执行机构中氮气随温度的变化情况进行分析可知,超压的根本成因是:蓄能器活塞未设置温度补偿间隙,液压油随温度膨胀后,蓄能器无膨胀空间导致超压。提出了在超压发生时的临时处理方案,设计了主蒸汽隔离阀泄压模块并现场应用,成功解决了主蒸汽隔离阀执行机构超压问题。

蒸汽发生器柔性泥渣冲洗枪研制

朱立辉, 刘于珑, 周政, 刘妍, 李世伟

2014, 35(S1): 107-109.

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摘要:
蒸汽发生器(SG)二次侧管板表面堆积的泥渣会随运行时间的增加而变硬,使传热管受到腐蚀和挤压,导致传热管破裂。为了直接对硬泥渣堆积层进行冲洗,研制了一种SG柔性泥渣冲洗枪。本文阐述了SG柔性泥渣冲洗枪的结构、原理、主要技术指标及技术难点。应用结果表明,研制的SG柔性泥渣冲洗枪满足SG柔性冲洗的要求,冲洗效果显著。

燃料组件上管座单元件国产化焊接工艺研究

李莎

2014, 35(S1): 110-112.

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摘要:
阐述了国产化燃料组件上管座单元件的材料焊接性能及焊接工艺,进行相应的母材熔敷性、均匀性、熔透性以及管座实体焊接试验,摸索出符合技术条件要求的焊接工艺:上管座单元件的焊接接头为无坡口对接形式;采用手工组装点焊+自动焊+微缺陷手工补焊的方法;采用变速焊接,在板簧槽段和收弧段提高焊接速度。采用该工艺开展焊接鉴定,结果均符合技术条件要求。

百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护改进

欧阳勇, 蒋晓华, 卢向晖

2014, 35(S1): 113-116.

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摘要:
针对百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护提出改进方案,即在低温水密实状态下调低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值,由稳压器安全阀和余热排出系统(RRA)安全阀一起对反应堆冷却剂系统(RCP)提供双重的低温超压保护。RRA正常运行时由RRA安全阀提供超压保护,如果RRA安全阀因隔离而不可用,则由稳压器安全阀提供后备的超压保护。分析结果表明,稳压器安全阀可以在低温水密实状态下对RCP提供有效的超压保护,从而确保RCP压力边界的完整性。

核电厂旁路阀振动致螺栓断裂原因分析

张桂英, 李志凯, 赵福强

2014, 35(S1): 117-119.

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摘要:
某核电机组在汽轮机启动过程中,旁路阀发生剧烈振动,导致阀体与油动机之间的连接螺栓全部断裂。通过分析机组启动过程中产生剧烈振动时的负荷、油动机的动作曲线,结合阀门解体后阀体上与阀芯接合面的情况,研究阀门的结构及在各负荷时阀芯与阀体套筒的相对位置,给出阀门振动致螺栓断裂的原因,即:重约300 kg的阀芯在5 mm预启行程内往复运动,撞击预启阀的阀芯,23 min后达到螺栓疲劳断裂极限,导致4个连接螺栓全部断裂;同时提出相应的改造方案。

AP1000项目核岛环吊试验经验反馈

闫培福, 冯雷, 李坤, 张华, 纳红卫, 仝秋生, 孙景义, 刘加合, 高志清

2014, 35(S1): 120-123.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
介绍浙江三门、山东海阳核电项目核岛环吊试验各阶段的工作内容、试验方法及试验过程中出现的问题及解决方法,提出先进非能动型压水堆核电技术(AP1000)项目环吊国产化改进建议,为后续AP1000项目核岛环吊的国产化及调试提供借鉴。

压水堆核电厂主蒸汽管道汽锤计算分析

于沛, 李嫦月

2014, 35(S1): 124-127.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
通过简化计算的方法求解压水堆核电厂主蒸汽管道汽锤压力。应用PIPENET软件对某百万千瓦级核电厂蒸汽发生器到主蒸汽母管之间的核岛主蒸汽系统进行建模。利用瞬态计算功能模拟汽锤发生及衰减过程,给出最大汽锤压力、管系中最大汽锤载荷、该载荷发生的时间及管道位置。分析了直管段长度及阀门关闭时间对汽锤现象的影响,在其他条件不变的情况下,直管段越短,汽锤能量越低;阀门关闭时间越长,汽锤能量越低。

95/95原则及其在热工设计方法中的应用

徐良旺, 吕波, 叶杰

2014, 35(S1): 128-132.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
基于法规要求建立了95/95原则的统计学模型,推导了欧文因子k的计算方法。并在此基础上分别建立了标准热工设计方法、改进热工设计方法和修订热工设计方法的数学模型,通过数学推导,理论上论证了以上设计方法的保守性、正确性及与法规的一致性。

核安全级阀门部件的抗震鉴定试验分析和实施

张丽芹, 邱建文, 王江波

2014, 35(S1): 133-135.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对国产核安全级K2、K3类电磁阀和行程开关进行了一系列的核级鉴定试验。介绍被鉴定设备抗地震试验的试验条件和试验要求,结合被鉴定设备实际情况,优选通用器件谱进行抗地震模拟试验。为确保设备在地震期间运行的安全可靠性,研制了电磁阀的相关负载回路及行程开关的触点抖动监测装置,在试验过程中对电磁阀进行可运行性操作试验、对开关触点进行抖动监测,试验条件及结果完全满足要求。

ASME与RCC焊接工艺评定的对比分析

王勇

2014, 35(S1): 136-137.

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摘要:
对ASME-IX《焊接和钎焊评定》与RCC-M S篇进行了对比分析。在焊接工艺评定中,ASME第IX卷所评价的每个焊接方法都列出了重要变量、附加重要变量和非重要变量。从总体看来,RCC-M的焊接工艺评定中需要控制的重要变量比ASME多。很多规定实际上超出了焊接工艺评定的范围。

主管道安注斜接管嘴应力指数计算研究

卢喜丰, 艾红雷

2014, 35(S1): 138-141.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验证应力指数计算方法的正确性。。

谈核电厂抗震裕度分析中抗震能力的走访

弓振邦, 陈丽

2014, 35(S1): 142-144.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
走访在核电厂的抗震裕度分析(SMA)中占据了重要的位置。讨论了走访在SMA中能够解决的最直接的问题,并对整个走访流程进行了描述,包括走访前的准备工作、走访过程以及对几类主要设备的走访方针进行了描述。给出了作者对于高效率完成走访工作的设想。

等效静力法和谱分析法在设备抗震分析中的应用

兰麒, 胡雯婷

2014, 35(S1): 145-148.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
运用等效静力法和谱分析法对设备进行抗震分析,对2种方法的分析过程及计算结果进行研究和比较,指出了2种方法的优缺点。验证了这2种抗震分析方法在解决工程实际压力容器抗震问题时的可行性,为今后工作中针对不同实际情况如何适当的选取抗震分析方法提供有力依据。

余热排出热交换器抗震分析中实体和壳体单元的组合应用

刘嘉一, 余顺利

2014, 35(S1): 149-151.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
余热排出系统是压水堆中重要的安全系统之一,需要对该系统中的主要设备进行详细的抗震分析。采用实体单元和壳体单元组合对余热排出系统的余热排出热交换器建立模型,对设备应用多点响应谱法进行详细的应力分析。使用RCC-M规范评价分析结果,表明应用此方法对余热排出热交换器设备建模计算方便合理,可减少计算时间。

极限载荷分析方法在核电厂管道限制件中的应用

郑修鹏, 施勣, 王艳苹, 盛锋

2014, 35(S1): 152-155.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
极限载荷分析作为设备安全分析的新兴技术,是工程强度设计规范中塑性失效分析的重要方法。利用极限载荷分析技术评定核电厂管道横向限制件的极限承载能力。通过算例阐述极限载荷分析技术在核电设备评定中的应用。文中所述的概念和方法,可以推广应用到其他核电设备的弹塑性有限元分析中。

基于GO-FLOW方法的余热排出系统共因失效分析

杨军, 杨明

2014, 35(S1): 156-160.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
应用GO-FLOW方法对压水反应堆中的余热排出系统在启动和运行过程中的系统可靠性进行分析,并在此基础上应用β因子模型、多希腊字母模型和α因子模型分析共因失效对余热排出系统可靠性的影响。结果表明,共因失效对余热排出系统可靠性有很大影响。

AP1000核电厂ATWS事故分析

陈文虎, 蔡伟, 葛珍珍

2014, 35(S1): 161-165.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对美国三代核电厂(AP1000)所有未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)进行分析,确定失去正常给水ATWS为最极限的ATWS。通过敏感性分析对多样化驱动系统(DAS)控制保护逻辑进行改进:蒸汽发生器(SG)宽量程低水位触发蒸汽旁排隔离及堆芯补水箱(CMT)动作,并立即停运主冷却剂泵(RCP)。按照改进后的DAS逻辑进行最终工况分析,结果表明:在整个电厂寿期内,考虑最极限的慢化剂温度系数(MTC),失去正常给水ATWS的反应堆冷却剂系统(RCS)峰值压力满足验收准则,且有较大的裕度。

RELAP5程序再淹没现象物理模型的敏感性分析

李冬, 刘晓晶, 杨燕华

2014, 35(S1): 166-169.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为了加深对再淹没现象的理解和对主流系统程序进行改进,对德国的FEBA台架试验用RELAP5/MOD3.2程序建模计算并与实验数据比较。结果表明:包壳温度的计算值明显低于实验结果,计算所得的再淹没开始时间也早于实验值。对与再淹没现象有关的重要物理模型参数进行敏感性分析表明:气泡液滴的相间摩擦系数、弥散流的相界面对气相的传热系数、壁面对液相的摩擦系数、膜态沸腾壁面对气相和液相的传热系数以及相界面的最小液滴直径等参数对计算结果的影响较大,后续工作可以对这些参数及其所在模型做重点研究。

换料水箱抗震裕度分析

徐小刚, 余顺利, 张双旺

2014, 35(S1): 170-173.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并计算螺栓压持力,最终通过倾翻力矩评定和滑动性能评定给出设备的抗震裕度值。

地震工况下设备土建载荷的计算方法

余顺利, 刘嘉一

2014, 35(S1): 174-176.

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摘要:
在设备抗震分析中,设备对基础的作用力是土建设计时所需的重要参数。本文根据不同的工程实例,给出2种设备在地震工况下土建载荷的计算方法,即简便方法和谱分析计算中的刚性区域法,并给出了算例。

反应堆事故条件下AP1000核电厂某些操作干预水平的默认值

张鹏飞, 张雷, 徐艳凤, 闫丽丽, 黄晶, 李章立

2014, 35(S1): 177-180.

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摘要:
根据IAEA-TECDOC-955和相关文章提供的用于计算核电厂核事故应急情况下操作干预水平(OIL)的公式,利用RASCAL4.2计算程序,分别计算AP1000堆型假想的不同严重事故类型及其事故特征下的OIL1和OIL2默认值,并讨论了AP1000堆型相关设计特点对OIL1和OIL2默认值的影响。

AP1000核电厂自清洁式主泵Canopy密封环现场焊接质量控制

杨青云, 吴勇, 刘先文

2014, 35(S1): 181-185.

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摘要:
AP1000反应堆冷却剂主泵采用带有高惯性飞轮的屏蔽泵,依靠辅助叶轮提供循环冷却水实现自身清洁、润滑、密封与冷却功能,在设计寿命60年内免维修。Canopy密封环焊缝作为主泵安装移动部件与泵壳之间的焊缝,起着对主泵内部循环冷却水密封的作用。本文对Canopy密封环焊缝焊接工艺评定、型式试验,以及现场安装焊接过程控制、无损检测等方面的质量控制进行论述,以保证AP1000主泵现场安装焊接的安全、质量与进度。

压水堆核电厂压力容器C型密封环安装专用工具设计和研发

杨青松, 郝中航, 唐超

2014, 35(S1): 186-188.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。

秦山核电厂海水冷却水系统管道防腐技术改进

杨国栋

2014, 35(S1): 189-191.

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摘要:
以秦山核电厂海水冷却水系统管道变更改造为背景,分析海水冷却水系统管道内防腐现状;以腐蚀最为严重的发电机空气冷却器管道为例,分析其发生严重腐蚀的原因,制定防腐新工艺,提出改进措施,并获得良好防腐效果。

日照砂质海岸发育特征与稳定性分析

谷洪钦, 严立文, 倪恒, 黄海军

2014, 35(S1): 192-195.

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摘要:
通过对日照岚山头-傅疃河口段砂质海岸典型观测剖面进行高精度重复观测、沉积物取样分析等,对2010年冬季短期岸滩演化动态进行了研究,并结合地形图、遥感影像等较长时段的历史资料（1957年²009年）,探讨岸线长期演化趋势。结果表明,滩坎-潮水沟是该段海滩特征地形,高滩-中滩间存在明显滩坎,中滩-低滩潮水沟较为典型。滩坎向陆蚀退是该段岸滩侵蚀的主要地貌标志之一,主要受该段强力冲越浪的影响。2010年冬季该岸滩整体呈上蚀下淤的趋势,短期变化以缓慢冲刷为主,侵蚀方式正从岸线蚀退型向岸滩蚀低型转变。

核电企业全面风险管理

徐涵, 张志辉

2014, 35(S1): 196-199.

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摘要:
针对国内尚没有出版关于"核电全面风险管理"的系统论述,且核电领域也缺乏相对成熟完善的体系及可参照的实际情况,对福岛事故风险管理进行了反思,并介绍了核电企业全面风险管理开展的主要工作以及核电企业风险管理的内容和内涵,并对下一阶段的工作提出建议。

中国发展核能的必要性

杨辰, 房超, 童节娟

2014, 35(S1): 200-202.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
对中国核能发展的必要性进行了研究,并将研究成果归纳为以下4个方面:可弥补经济发展的电力缺口;在国际CO₂减排的大趋势下,发展核能这种稳定的低碳能源是必要的;核能具有较好的基础,目前产业链各环节都在稳步前进,不宜放弃,否则难以可持续发展;核能所用的核燃料是保障能源安全、提升能源自给率、替代化石能源进口的重要途径。

AP1000核电厂除盐水中总有机碳的综合治理

刘永峰, 张华政

2014, 35(S1): 203-205.

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摘要:
AP1000三代核电机组水质指标要求总有机碳(TOC)小于50μg/L。除盐水中TOC的主要来源于原水预处理残留和系统内有机物的分解,TOC在高温或辐照下会生成有机酸,腐蚀金属材料。通过混凝、反渗透、紫外照射等方法综合治理可以有效去除除盐水中残留的TOC。

压水堆核电厂一回路抽真空排气方法和装置研究

秦余新, 向文元, 董亚超, 袁杰, 刘青松

2014, 35(S1): 206-210.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
介绍了压水堆核电厂反应堆一回路抽真空排气方法,以及由带密封环反应堆压力容器临时顶盖、抽真空排气台架组成的抽真空排气装置设计方案和应用过程。利用该装置,在国内首次实现核电厂大修低低水位期间的反应堆一回路抽真空排气,取消了原有动排气过程,可缩短大修关键路径时间10余小时,降低反应堆冷却剂系统主泵损坏风险,提高电厂运行经济性和安全性。

留言板

2014年第35卷第S1期

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2014年 第35卷 第S1期

2014年第35卷第S1期