核动力工程

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胡正春, 梁峻峰, 万志军, 崔建军

2015, 36(S1): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0001

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍台山核电厂核岛厂房土建安全设计特点,阐述参考欧洲第三代核电技术(EPR)的核岛厂房在保障核安全,实现核电厂反应性控制、核燃料冷却和放射性物质包容3大基本安全功能上的作用,增强社会大众对CEPR核电厂多层安全防御体系的认识。

CEPR机组反应堆保护系统设计

李广, 刘建军, 万磊, 刘睿

2015, 36(S1): 5-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0005

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍第3代中国先进压水堆(CEPR)反应堆保护系统(RPR)的设计准则、功能分配、结构组成、维修、定期试验、鉴定和平台测试。4重冗余、多样化、自动降级的设计,使得大部分的RPR维修工作可安排在日常进行。在维修和定期试验方面,还设计了智能化的工具,极大降低了人因失误。

适应DCS设计演进的FSS仿真模式优化分析

李培金, 周维长, 徐良军, 张利强

2015, 36(S1): 9-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0009

摘要(10) PDF(0)

摘要:
核电厂分散式控制系统(DCS)的设计受工艺系统设计影响,总是存在不断升版的过程。这种现象严重制约着核电厂全范围模拟机(FSS)项目的实施。本文介绍采用实物激励、虚拟模拟和功能模拟等多种仿真方式相结合的DCS综合仿真方式,以降低DCS设计升版对FSS质量和进度带来的影响。

CEPR状态导向法事故规程自动诊断策略

林振华, 黄辉明, 沈云槟

2015, 36(S1): 14-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0014

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂在进入事故运行规程之前都要进行诊断,由诊断规程引导操纵员进入事故规程。当前,国内现役核电厂均采用人工诊断方式。采用第3代中国先进压水堆(CEPR)的台山核电厂采用最新的技术——自动诊断策略。本文对核电厂处理事故时采用的2种诊断方式进行简单比较,并着重对自动诊断逻辑流程作了详细的介绍,分析核电厂采用自动诊断策略的可行性和优越性。

台山核电厂汽轮机仪表控制系统的新特点

刘康泰, 任振国, 黄兴有, 马莉

2015, 36(S1): 17-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0017

摘要(13) PDF(0)

摘要:
第三代中国先进压水堆CEPR核电机组相比第二代CPR1000项目,在核电汽轮发电机的控制、保护、监测系统上首次采用了三代技术,在设备冗余、性能以及逻辑设计上都进行了优化,提高了控制和保护的可靠性。本文通过对比,对三代技术新特点进行了介绍和分析,为系统后续运行和维护提供参考。同时由于后续核电机组也将采用新的系统,本文能帮助同行更快速掌握新系统的特点。

CEPR多重厂内电源配置与核安全

褚少先, 杨吉成, 朱汪强, 石青

2015, 36(S1): 20-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0020

摘要(11) PDF(0)

摘要:
CEPR型压水堆核电厂采用了世界上先进的三代核电技术,其核安全保障特别体现在CEPR的电气系统设计方面。CEPR电源系统配置的多重厂内应急电源,达到了冗余性、多样性和独立性的各项要求,满足纵深防御原则。在核岛安全电源方面,不同层级的应急电源配置足以应对全部的设计基准工况和设计延伸工况,在丧失厂外电源事故情况下的安全分析充分证明了其核安全特性。

4D模拟在核岛主回路设备安装中的应用

郭新维, 刘瑜, 满晓宇

2015, 36(S1): 24-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0024

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为了降低台山核电核岛主回路设备"空中翻转"及"倾斜就位"全新施工工艺首次应用中的潜在风险,探索出一种核岛主回路设备安装模拟方法,实现了对主回路设备安装的动态模拟、施工工艺验证,以及设备与土建结构的碰撞检查和间距量化,并成功应用于1号机组压力容器及稳压器等核岛主回路设备安装。

CEPR机组核岛设备材料系统设计优化

肖开华, 宁方卯, 雷亚伟, 李中良

2015, 36(S1): 26-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0026

摘要(8) PDF(0)

摘要:
结合核电厂材料的特殊要求、改进思路以及选用原则,从核电厂材料常见的老化、疲劳、腐蚀降级风险等方面,介绍了我国基于欧洲压水堆(EPR)技术的第三代核电CEPR机组的材料优化,为国内核电机组在设计阶段选择可靠、经济、安全的材料提供借鉴和参考。

三代压水堆核电厂数字化仪控的测试方案

张坚, 刘顺, 邹向阳, 王一

2015, 36(S1): 30-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0030

摘要(12) PDF(0)

摘要:
本文介绍了三代压水堆核电厂的仪控系统测试方案,并论证了其合理性。对各仪控子系统进行测试,之后进行系统间联调,测试时考虑测试的完整性和有效性。

三代压水堆核电厂仪控总体设计介绍

张坚, 李广, 张聪杰, 刘顺

2015, 36(S1): 34-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0034

摘要(14) PDF(0)

摘要:
本文介绍三代压水堆核电厂仪控总体设计的内容及实践经验,重点说明仪控总体设计的各个组成部分及在三代压水堆核电厂实践的情况,各个阶段的具体考虑及具体实施。

台山核电厂CEPR总体调试计划及其影响因素

余维铭, 张可, 陈世记, 伍家彬

2015, 36(S1): 37-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0037

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对台山核电厂先进压水堆(CEPR)核电机组电气、仪控及部分核岛工艺系统的初步试验阶段存在的问题,结合调试总体计划及调试前提条件,分析台山核电厂总体调试潜在的风险,给出预防措施及应对方案,以减少这些风险对调试总体计划的影响。

AFA3G LE燃料组件的结构特点和设计论证

姚波, 向文欣, 王鹏, 叶臣

2015, 36(S1): 40-43. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0040

摘要(10) PDF(0)

摘要:
简要介绍AFA3G LE型燃料组件的设计特点,就AFA3G LE型燃料组件与AFA3G型燃料组件的不同点进行比较,并对AFA3G LE型燃料组件的试验论证进行简要介绍。

CEPR机组大修设计特点分析

王军, 贾国安

2015, 36(S1): 44-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0044

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对第3代中国先进压水堆(CEPR)机组各种类型大修分布总体策略及CEPR机组各大修窗口主要操作所需工期进行分析,发现CEPR机组大修短工期的实现主要得益于新设计特点及新工具、新材料的应用。同时也指出:台山核电厂一期CEPR机组在短期内实现短大修可能面临的主要困难。

CEPR厂用电交叉供电设计和实现方案

石青, 杨吉成, 苏万华, 王岩

2015, 36(S1): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0047

摘要(14) PDF(0)

摘要:
台山核电中国先进压水堆(CEPR)是世界上先进的三代核电技术。根据安全负荷冗余要求,CEPR核岛厂用电系统配置为相互独立的4列。不同种类的交叉供电设计,保证4列工艺系统安全负荷冗余运行符合要求,为各独立列维修提供照明、电源等,是保证4列冗余条件下缩短维修时间的必要手段。机械联锁确保交叉供电正常切换和运行,并通过"特殊条件"保证了和CEPR隔离原则和运行技术规范的一致性。

台山核电厂CEPR堆芯设计及燃料管理

王永刚, 向文欣, 姚波, 吕云江

2015, 36(S1): 51-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0051

摘要(17) PDF(0)

摘要:
台山核电厂采用了第三代压水堆核电技术的CEPR。堆芯采用较大的堆芯尺寸,降低了堆芯的线功率密度,提高了中子经济性;控制棒使用T模式,提高控制棒的控制效率,减小控制棒磨损;通过引入富集硼,优化了冷却剂的化学控制;从首循环开始进入18个月换料的燃料管理方案最大程度上提高了燃料经济性。

RSE-M 2010在CEPR机组在役检查大纲中的应用

邵春兵, 向文欣, 宁方卯, 肖开华

2015, 36(S1): 54-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0054

摘要(8) PDF(0)

摘要:
从RSE-M 2010最新变化和第3代中国先进压水堆(CEPR)设计、建造特点等角度,系统介绍在役监督导则RSE-M2010在CEPR机组在役检查大纲中的应用,分析存在的局限性和解决的策略,为自主化制定核承压设备在役检查规范提供思路。

CEPR核电厂辐射防护最优化设计

任学明, 叶坚强, 马波阳

2015, 36(S1): 59-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0059

摘要(9) PDF(0)

摘要:
从第3代中国先进压水堆(CEPR)机组的辐射工作场所分区、源项控制、维修优化和厂房设计等方面,介绍了台山核电厂CEPR机组的辐射防护最优化设计。分析表明,该CEPR机组的辐射防护最优化设计是合理可行的,其预期的年平均集体剂量相较于现运行的压水堆核电厂处于较先进的水平。

CEPR核电厂辐射监测系统的设计特点和工程实践

彭学威, 王恩升, 叶坚强, 马波阳

2015, 36(S1): 63-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0063

摘要(12) PDF(0)

摘要:
介绍了台山核电厂第3代中国先进压水堆(CEPR)机组辐射监测系统(KRT)设备选型、区域γ监测点的布置以及内外部供电方案的设计特点。为了便于KRT的运行和维修,提出了切实可行的仪控架构工程改造方案。

CEPR全范围模拟机关键技术

周维长, 卞秀石, 邓基杰, 崔浩

2015, 36(S1): 67-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0067

摘要(11) PDF(0)

摘要:
台山核电厂采用CEPR三代核电技术,其中包括先进数字化仪控(DCS)和诸多新技术改进。针对这一特点,台山核电厂CEPR全范围模拟机(FSS)采用了下述解决方案:综合应用仿真和虚拟模拟技术路线,适应DCS数据库调试和更新过程;反应堆物理采用分析程序COX3D,计算燃料组件内注量率分布,实现对自给能堆内核测系统的高逼真度模拟;开发模拟机DCS初始工况维护工具软件;采用多信号集成监控系统对学员运行操作有效监控。

CEPR反应堆厂房双层安全壳施工

张向科, 马国录

2015, 36(S1): 71-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0071

摘要(8) PDF(0)

摘要:
反应堆厂房采用双层安全壳是地3代中国先进压水堆(CEPR)三代核电提高安全性的重要举措之一,其结构设计复杂,因此建设中的质量和进度控制尤为关键。如何合理高效地组织施工,对于三代核电建设自主化、提高经济性均具有重要的意义。在充分吸取国内外类似项目经验的基础上,台山核电一期工程采取钢衬里设计优化及模块化施工、先施工内安全壳后施工外安全壳等举措取得了良好的效果。1号机组在24个月内就实现了从筏基第一罐砼(即混凝土)到穹顶吊装,质量和进度均优于类似项目。本文对此进行了总结并提出改进建议,可供后续类似项目建设参考。

秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析

柯海鹏, 王川, 曾进忠, 刘杰

2015, 36(S1): 75-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0075

摘要(9) PDF(0)

摘要:
通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。

方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

廖祥令

2015, 36(S1): 78-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0078

摘要(19) PDF(0)

摘要:
应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。

蒸汽发生器人孔螺纹损坏原因分析及螺纹嵌套修复技术应用

刘强, 张晓光

2015, 36(S1): 82-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0082

摘要(8) PDF(0)

摘要:
从材质、拉伸和设备保养方面对秦山第二核电厂蒸汽发生器一次侧人孔螺纹损坏的原因进行分析,对钢丝螺套的力学特性进行了探究,采用螺纹嵌套修复技术对螺纹进行修复。试验验证结果表明,修复后镶套螺孔的螺栓拉伸的伸长值满足要求。镶套技术在蒸汽发生器上的工程应用可为其他核电厂处理类似问题提供借鉴。

秦山核电厂3#、4#机组净凝结水泵机械密封失效分析及处理

王运喜, 张强, 许书庆, 陈俊, 韩超

2015, 36(S1): 85-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0085

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对秦山核电厂3#、4#机组净凝结水泵自身结构进行分析,对其机械密封运行参数与设计标准进行对比,对密封端面线速度、密封端面比压过大、辅助冲洗水的流量、辅助冲洗水压力不足等4个可能导致密封失效的因素进行理论分析。结果表明,机械密封的密封端面比压过大是导致机械密封烧毁的根本原因。据此重新选择了集装式、平衡型的cartex-sn28/110-00机械密封替代散装式、非平衡型的M74N4/110-G6机械密封,彻底消除了净凝结水泵的机械密封频繁烧毁故障。

一条给水管线破裂后的辅助给水系统供水试验分析

邓安涛

2015, 36(S1): 89-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0089

摘要(13) PDF(0)

摘要:
本项试验是方家山核电机组调试大纲项目,主要验证在一条给水管线破裂后辅助给水系统供水时,从破口处的总流量不能超过250 m³/h,向2台完好蒸汽发生器(SG)中的每一台供应的给水流量不能低于45 m³/h。难点在于试验中不会有破口,无法直接得到仪表测量流量数据。于是建立模型,分析破口事故时辅助给水泵的运行工作点,通过正常供水试验数据拟合模型未知参数,最终根据工作点参数计算出破口与正常管线给水流量,综合分析得出破口时的给水数据,满足验收准则要求。

秦山核电厂320MW级核电机组应急补水设置及安全性分析

付荣真, 马明泽, 肖艳军, 胡强

2015, 36(S1): 93-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0093

摘要(15) PDF(0)

摘要:
介绍秦山320 MW级核电机组针对福岛核事故原因的一项安全改进。在核电厂严重事故工况下,采用移动泵对一、二回路应急补水导出堆芯余热,增设补水通道、接口、水源及移动泵。分析新增设施对原有系统正常运行安全性的影响;探讨应急补水可能产生的安全隐患,并提出改进或应对措施。

方家山核电机组设备可靠性数据统计方法研究

高玮光

2015, 36(S1): 99-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0099

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍了随机截尾试验的可靠性数据的计算方法。利用方家山N1-EAM信息应用平台,以合理假设为基础,对设备缺陷数据进行分类统计,以举例的方式探讨方家山机组可靠性数据的统计方法。

秦山第二核电厂过程仪表系统老化分析及维护策略

聂卫, 许琳燕, 陈璞洁, 刘琳娟

2015, 36(S1): 103-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0103

摘要(11) PDF(0)

摘要:
简要分析了秦山第二核电厂过程仪表系统(KRG)出现的老化缺陷。结合国内外电厂仪控系统老化处理经验,提出重视机柜工作环境、以预防性维修为主、动态优化备件采购以及设备升级变更来解决技术老化的维护策略,确保KRG的可靠性以及核电机组的安全运行。

核电机组压缩空气系统调试中的若干问题探讨

林仲

2015, 36(S1): 107-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0107

摘要(9) PDF(0)

摘要:
压缩空气系统为整个核电厂提供所需要的压缩空气,以满足所有厂房内动力设施运行和维护需求。结合方家山核电厂压缩空气系统调试过程中的实际经验,分别从系统的供气能力、隔离控制及事故工况下的保压能力等方面,论证该系统的整体设计的可靠性,并提出了若干经现场实际验证的合理措施。

浅析H4工况下RIS与EAS的互为备用和调试

李政

2015, 36(S1): 111-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0111

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的低压安注泵或安全壳喷淋泵实现堆芯长期冷却的功能。对H4工况下安全注入系统(RIS)与安全壳喷淋系统(EAS)的备用进行试验,通过选取低特性与高特性的低压安注泵和低特性的安全壳喷淋泵,验证了各项性能参数在事故工况时仍能满足要求,同时验证了向反应堆冷却剂系统(RCP)系统冷、热段注入时,泵的出口流量满足秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)调试大纲中的安全准则。

主给水调节阀更换调试

王长征

2015, 36(S1): 114-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0114

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍运行机组主给水调节阀更换后的调试试验项目,分析了调试试验风险并提出了应对措施。着重介绍主给水调节阀调试过程中出现的问题及处理方法。

常压下RRA系统性能试验分析

许兆平

2015, 36(S1): 118-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0118

摘要(14) PDF(0)

摘要:
余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料),保证任何一台蒸汽发生器维修时,维持冷却剂温度低于60℃,使维修人员能够进入蒸汽发生器人孔,同时还要保证堆芯的冷却。本试验需要验证在此工况下,在主管道环路高液位报警出现时,反应堆冷却剂不会进入蒸汽发生器底封头而造成工作人员额外的放射性污染。在主环路低液位报警时,余热排出泵在单泵设计要求的最大流量下运行时,不会发生汽蚀。当维修冷停堆工况下投用三环路热段主管道环路液位计RCP300MN时,液位的升降应足够缓慢,以避免液位变化过快而引起的仪表显示故障。

重水堆二号停堆系统区域功率监测回路故障分析及改进

徐清华

2015, 36(S1): 122-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0122

摘要(12) PDF(0)

摘要:
秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆的二号停堆系统多次由于区域功率监测回路故障而出现通道误脱扣现象,通过其中3起典型的误脱扣故障,对区域功率监测回路放大器及放大器内部的增益电位计进行分析,找出故障的直接原因是放大器的电位计故障。对电位计故障进行分析,确认电位计故障的根本原因是长期调整后滑动接触片及电阻丝磨损。针对故障的根本原因,制定了定期检查、更换电位计等维修策略,提高了区域功率监测回路的可靠性。

核电工程DCS供货进度延误下的仪控系统相关项目的调试

忻惠民

2015, 36(S1): 125-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0125

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在方家山核电工程1号机组数字化控制系统(DCS)相关设备供货进度延误情况下,仪控调试采取了一系列对策以确保工程各节点的进度。仪控调试对策包括:确认DCS最小系统、软硬件分开供货、使用试行(PRE)版本进行核辅助系统开盖功能试验、采取临时方案进行水压试验、利用国内技术力量在调试现场实施设计变更等。对所采取的对策进行了风险分析、可行性研究和方案制定。工程实践表明,所采取的仪控调试对策是行之有效的,确保了工程各节点的进度。

在役检查方法对INCONEL-600镍基合金焊缝应力腐蚀裂纹的检出能力分析

夏炜铭, 何子昂, 许峰, 孙军

2015, 36(S1): 130-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0130

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以秦山核电厂300 MW级核电机组一回路主系统INCONEL-600镍基合金材料焊缝为研究对象,分析秦山核电厂现用在役检查检验方法和检验频度在INCONEL-600合金材料焊缝应力腐蚀裂纹检出能力方面的不足,提出针对一回路主系统INCONEL-600镍基合金材料焊缝检验的应对措施。

秦山第二核电厂抗震裕度的评价

杨宁, 胡斌

2015, 36(S1): 135-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0135

摘要(9) PDF(0)

摘要:
根据国家核安全局(NNSA)"对国内运行核电厂全面开展抗震裕度评价"的要求,对秦山第二核电厂650 MW核电机组抗震裕度进行评价。结果表明:该型机组抗震裕度评价工作符合NNSA外部事件安全裕度评价工作方案和EPRI NP-6041-SL导则要求,确认该型核电机组具有一定的抗震安全裕度。

方家山核电厂模拟机楼空调机组改造

张甘兴, 张国庆

2015, 36(S1): 139-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0139

摘要(9) PDF(0)

摘要:
在调试模拟机楼恒温恒湿机时,主控室和计算机房的4台恒温恒湿机组运行时出现控制频繁,对机组安全和寿命存在很大隐患;同时,在4台压缩机运行时,为了恒温,加热器又满功率开启,导致电能严重浪费。通过改造解决了这些问题,使恒温恒湿机组运行稳定。

秦山第二核电厂控制棒检查、分析与优化管理

王玲彬, 石中华

2015, 36(S1): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0143

摘要(10) PDF(0)

摘要:
由于国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,为掌握控制棒包壳管状态,秦山第二核电厂通过超声、涡流等无损检测方法对在役的控制棒包壳进行了检查,得到控制棒运行可靠的技术数据,为调整和更换控制棒组件提供依据。本文通过控制棒组件典型缺陷机理分析与评价,提出了核电厂控制棒优化管理的几项措施,可以为其他核电厂控制棒管理提供重要的参考与借鉴。

乏燃料水池内转运燃料组件时现场剂量偏高原因分析及处置措施

石中华, 邓志新, 廖泽军, 张旭辉, 王玲彬

2015, 36(S1): 147-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0147

摘要(18) PDF(0)

摘要:
秦山第二核电厂2台机组某次大修卸料期间,在燃料厂房乏燃料水池内转运燃料组件时,现场剂量偏高。通过燃料组件破损检查分析及活化腐蚀产物检测、燃料组件上方水屏蔽层厚度计算和水屏蔽能力测量、乏燃料水池部分区域辐射屏蔽能力检测等方面分析,找出了引起现场剂量偏高的原因:在机组大修卸料期间,装载井的水被排到燃料转运舱中,以符合卸料必备条件,由于失去了装载井中水的屏蔽作用,致使乏燃料水池靠近装载井区域屏蔽较弱,当燃料组件在此区域移动时,引起现场剂量偏高。针对此原因,采取了相应的处置措施,避免了这种现象的再次发生。

核电厂取水口堵塞原因分析与应对策略

阮国萍

2015, 36(S1): 151-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0151

摘要(13) PDF(0)

摘要:
对国内外在役机组有关取水口堵塞事件进行调查,分析取水口堵塞的原因。结合根本原因分析结果,提出加强始发事件的识别和研究、强化设计审查和变更改造、加强检修策略和工作控制、提升响应能力等防止取水口堵塞的原因。对秦山核电机组取水口的运行状况作了全面分析和评价,有针对性地提出防止水葫芦等水中杂物和海生物滋生,以及加强取水口滤网维护改造和运行管理等改进和预防措施。

秦山核电厂应急柴油发电机手动同期并网冲击电流分析

周仁怀

2015, 36(S1): 155-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0155

摘要(11) PDF(0)

摘要:
发电机进行准同期操作时,为了降低冲击电流,同期电压的压差、频差、相位差须满足要求。本文通过应急柴油发电机(EDG)手动准同期并网实例,逐一分析了压差、频差、相位差对并网瞬间冲击电流的影响,论证了合闸相位差是影响并网冲击电流的关键因素,就此作出评价并提出了相关改进建议。

秦山地区核电厂移动柴油发电车配置

周国华, 卢忠斌, 徐红生

2015, 36(S1): 159-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0159

摘要(12) PDF(0)

摘要:
根据秦山地区核电厂余热排出典型成功路径和所需要的负荷容量,采用3种不同的计算方法,进行柴油发电机容量选择计算和选型分析。选择容量较小的柴油机配合容量较大的发电机的方式,可以满足核电厂直接启动大容量电动机的启动电压降等要求,解决了柴油机容量太大不能做成移动柴油发电机车的难题。分析了移动柴油发电车设置应急/试验选择装置等主要考虑的因素。

抽真空装置在核电厂一回路中的应用

宋政池

2015, 36(S1): 163-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0163

摘要(18) PDF(0)

摘要:
核电厂一回路抽真空装置通过水环真空泵,在一回路中产生预设的真空度,并结合重力充水的方式,将蒸汽发生器U型管内的空气赶出,达到一回路充水排气的目的。本套装置的应用较大幅度地提高了一回路充水排气的效率,节约了时间,并能够有效地优化调试进程和大修进程。

核电厂设备冷却水系统调试研究

李恒

2015, 36(S1): 166-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0166

摘要(12) PDF(0)

摘要:
设备冷却水系统(RRI)是核电厂重要辅助系统,其用户覆盖核岛及核电厂的外围设施系统(BOP),在正常运行工况和各种事故运行工况下均必须确保运行稳定。因此,在RRI的调试中必须对其相关设备性能和逻辑功能逐一验证。本文对RRI的波动箱试验、电动泵试验、流量调整试验、自动列间切换试验过程中出现的问题进行分析判断,重点分析流量分配方法及计算扩孔数据的方法和流量孔板装反影响流量的机理,并提出解决途径。

核电厂风机盘管样机抗震试验研究

华夏, 柳琳琳

2015, 36(S1): 170-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0170

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为了验证电厂某型号风机盘管样机在不同地震载荷作用中的结构完整性和功能完好性,采用多频波法在某型号风机盘管样机的正交轴向(X、Y、Z方向)同时进行激振,将试验要求的响应谱(RRS)转换成人工模拟加速度信号,将该加速度信号作为地震台台面的控制信号,通过该控制信号在某大型高性能地震模拟试验台上对某型号风机盘管样机进行5次运行基准试验(OBE)和1次安全停堆地震(SSE)试验。试验结果表明,某型号风机盘管样机在OBE和SSE试验中及试验后均结构完整,在OBE试验中及试验后功能完好。

试样重组技术应用现状分析

莫华均, 孙凯

2015, 36(S1): 173-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0173

摘要(7) PDF(0)

摘要:
详细介绍了国内外已有的试样重组案例,归纳了电弧焊、电子束焊、激光焊、表面激活焊的工艺流程及特点,对比分析了各焊接方法的优劣势。列举了重组过程中及重组后试样的质量证明方法。介绍试样重组技术在核电工程中的应用,分析了国内开展此项业务的现有条件、与国际先进水平的差距及努力提升的方向。分析表明:电弧焊、电子束焊试样重组应用最为广泛,激光焊适合于各种类型试样的重组。

淬火裂纹导致的阀门损伤研究

何子昂, 陈树, 姜圣翰, 尹开锯, 陈勇

2015, 36(S1): 177-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0177

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对裂纹损伤的阀门开展化学成分分析、扫描电子显微镜(SEM)分析、断口裂纹分析及洛氏硬度分析,得出以下结论:阀门材料的化学成分和洛氏硬度均满足设计要求,阀芯裂纹是由于材料中碳化物的大小及分布不均匀所产生的带状偏析现象造成的淬火裂纹,其现象产生于锻轧过程。

ACP1000蒸汽发生器I-690TT合金U形传热管评定技术

李磊, 何戈宁, 张富源, 黄伟, 霍蒙, 侯晔

2015, 36(S1): 180-183. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0180

摘要(16) PDF(0)

摘要:
为了固化核电厂蒸汽发生器传热管的全流程制造工艺和关键工艺参数,保证传热管批量化制造时质量的稳定性,提出了一整套评定技术方案。该技术方案可对核电厂I-690TT合金U形传热管的化学成分、机械性能、金相组织的均匀性及无损检测方法的有效性进行全面验证,并在ACP1000蒸汽发生器传热管国产化研制过程中成功应用。

圆形通道内饱和流动沸腾传热特性实验研究

罗峰

2015, 36(S1): 184-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0184

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用圆形通道实验本体对饱和沸腾传热特性进行实验研究。实验本体加热长度1000 mm,通道尺寸为φ9.5 mm×1 mm。采用全液相雷诺数(Re_lo)和沸腾数(Bo)作为描述圆形通道内饱和沸腾传热特性的无量纲参数,在实验数据的基础上,拟合获得了圆形通道内饱和沸腾传热系数经验关系式,关系式对94.5%实验数据预测偏差在±20%以内。

秦山第二核电厂1、2号机组压力容器辐照脆化监督

蒋国富, 李国云, 栾兴峰, 张海生, 黄娟, 杨旭, 操节宝, 孙凯

2015, 36(S1): 187-190. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0187

摘要(12) PDF(0)

摘要:
秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管试样均有一定的辐照强化和脆化效应,韧脆转变温度有不同程度的上升,但均低于FIS公式预测值。综合评价认为:2个机组压力容器材料的辐照脆化效应均处于较低水平。

卸压箱冷却管传热计算方法研究

张敏杰, 田晧文, 毛辉辉, 陈树, 田宇, 刘松涛, 龚君勇

2015, 36(S1): 191-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0191

摘要(12) PDF(0)

摘要:
在改进型核电厂设计中,卸压箱的系统参数变化很大。作为卸压箱换热的重要组成部分,必须对冷却管进行传热计算。本文对冷却管传热计算进行分析,提出简化模型和对应的计算方法。

核电站除氧系统孔板后管道减薄机理分析与改进措施研究

田皓文, 张藤飞, 曾小康

2015, 36(S1): 194-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0194

摘要(10) PDF(0)

摘要:
田湾核电站1号机组除氧系统某节流孔板后方的直管段在一个换料周期内壁厚由6.6 mm减薄至2.5 mm,极易造成管道泄漏,为机组安全运行带来潜在的隐患。本文就除氧系统孔板后管道减薄磨损位置、汽蚀原理进行分析,对除氧系统孔板设计存在的缺陷、采用多级节流孔板代替单级节流孔板优势及管道减薄改进措施进行综合论述。通过改造,满足了除氧系统给水管线的运行要求,且有效降低了管道腐蚀速率。

国产反应堆压力容器材料辐照效应研究

莫华均, 刘晓松, 李国云, 潘隆轩

2015, 36(S1): 198-200. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0198

摘要(13) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器(RPV)材料经受中子辐照后,发生脆化效应导致韧性降低是影响反应堆安全运行的重大因素。为准确评估国产RPV的安全性,采用国产RPV材料在试验堆内加速模拟辐照的试验方法,研究国产RPV材料的辐照脆化性能。结果表明,国产RPV材料在寿期运行工况下,存在一定程度的辐照强化效应和辐照脆化效应。

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

刘洋, 童明炎, 杨文华, 徐斌

2015, 36(S1): 201-203. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0201

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。

绵阳研究堆数字化保护系统的研制

陈祎, 张旸, 王明珊, 黄晓津, 黄文, 姚健, 贺芳

2015, 36(S1): 204-206. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0204

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用3个监测通道、局部符合逻辑、2级三取二表决、现场可编程门阵列和微处理器2种并行技术研制了绵阳研究堆全数字化保护系统。对该系统的可靠性分析结果表明,任何单一故障的出现,都不会妨碍其执行安全保护功能,拒动概率小于10^-5。经过4年多的运行证明该系统满足绵阳研究堆的使用要求。

高能激光去污技术在核设施退役中的应用研究

范凯, 赵菀, 张永领, 戴波

2015, 36(S1): 207-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S1.0207

摘要(13) PDF(0)

摘要:
系统地分析和总结高能激光对金属表面放射性物质去污技术的特点和应用场合,以及在国内外的发展现状;提出了基于新原理的高能激光去污装置,对其基本原理和系统方案进行研究设计,并对该技术在我国核设施退役中的发展方向和应用前景进行了展望。

留言板

2015年第36卷第S1期

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2015年 第36卷 第S1期

2015年第36卷第S1期