海阳核电站二回路pH控制方案探讨

核电厂二回路的pH控制对于蒸汽发生器运行寿命有重要的影响。本文从二回路系统材料腐蚀入手,通过介绍核电站现有的二回路pH控制方案,并结合海阳核电厂的系统设计,探讨了海阳核电厂二回路的pH控制方案。     

压水堆回路与空间的放射性计算方法

本文讨论了压水堆一回路、二回路及回路空间的放射性来源及计算方法。其中包括水的固有活性,杂质活性,腐蚀产物活性和裂变产物活性。讨论了当蒸汽发生器有破损时带有放射性的一回路水向二回路泄漏引起二回路及其设备房间空气中出现放射性的过程及其计算方法。     

压水堆核电机组二回路定量分析方法的研究

针对压水堆核电机组采用新蒸汽再热的特点,利用压水堆二回路加热器抽汽效率的概念,提出了带工质热量进出热力系统的定理分析方法,建立了压水堆二回路热力系统的经济性定量分析数学模型,得出了一套概念清晰、计算简捷的压水堆核电机组二回路路的定量分析方法,为优化设计、经济运行、经济性诊断提供了有力的工具。通过实例计算,验证了所提理论模型的准确和通用性。     

岭澳核电站二期给水管道流动加速腐蚀的控制与改进

在1986年瑟利（SURRY）电站发生了严重的管道泄漏导致人员伤亡的事故引起了广泛的关注之后,关于对汽机管道中流动加速腐蚀的研究得到了长足地进展。本文以参考了国内外对该现象进行研究的各方资料,介绍了核电站二回路给水管道系统中发生流动加速腐蚀的机理,以及在岭澳核电站二期工程建设过程中,为了控制管道的流动加速腐蚀,如何从就尽量减轻该现象所采取的相关措施。     

蒸汽发生器二回路过冷沸腾的数值模拟

为深入研究核电蒸汽发生器二回路侧汽液两相的沸腾传热和流动特性,采用RPI模型对过冷沸腾区域壁面的热流分配进行划分,以此修正CFD程序中的两流体模型,并利用文献中的实验结果验证了修正后模型的适定性.最后以大亚湾压水堆核电站为例,采用该模型对蒸汽发生器内二回路预热段单元通道内的过冷沸腾进行计算,获得了通道内流体空泡份额、速度、温度、热流量分配等的分布情况.     

EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺差异性分析

压水堆核电站主管道是连接主回路压力容器、蒸汽发生器和主泵的管道,其内部流经高温、高压、高放射性的介质,属于核回路承压边界.在CPR堆型核电站建造上,中广核工程有限公司引进先进焊接设备,通过大量科研试验,完成了CPR堆型主管道自动焊工艺的研发,并在国内在建CPR堆型核电机组工程建设中广泛应用;在EPR堆型核电站建造上,主管道窄间隙自动焊技术应用是一项强制性要求,以保证其60年的设计寿命,并实现EPR建造工期及成本的压缩.在对EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺详细对比的基础上,阐明了二者的异同和优劣,为核电站主管道自动焊工艺研究提供了重要的参考.     

核电凝结水精处理

本文着重介绍核电站二回路凝结水精处理的目的、系统形式设置并分析了其优缺点,对核电凝结水处理系统提出自己的观点。     

某AP1000核电站汽水分离再热器设计特点分析

汽水分离再热器(Moisture Separator Reheaters,MSR)是压水堆核电站二回路的重要组成设备,其安全稳定运行对核电站的安全运行至关重要,同时其再热器端差等性能参数对机组的经济性影响亦较大。为此,首先对MSR的功能及其技术发展进行了阐述,进而对AP1000 MSR的总体结构及翅片管的强化传热、扫汽管束的应用、节流孔板配汽的应用、低压缸入口蒸汽温度控制特性等设计特点进行研究。通过对AP1000 MSR先进设计技术的引进、消化、吸收,从而促进自主创新技术的研发和应用。     

秦山核电厂二回路系统水化学的改进

核电厂二回路系统的水质控制与关键重要设备蒸汽发生器的运行寿命有着密切的关系,秦山核电厂运行16年来,随着秦山核电厂二回路系统水化学管理的不断改进,二回路系统的水质不断改善。这些管理改进主要体现在管理理念的改变,二回路系统高AVT（全会法处理方式）处理、对凝结水精处理装置的优化运行以及大修及启动过程的严格控制等。通过这些改进措施的实施,电厂的WANO（世界核营运者协会）化学性能指标从1997年的1.66下降到2006年的1.00,达到了世界先进水平。二回路水化学的改善确保了蒸汽发生器传热管的结构完整性。     

压水堆核电站一次侧水化学与设备材料腐蚀损伤的关系

压水堆(pressurized water reactor, PWR) 核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量, 防止关键设备腐蚀损伤, 保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一, 其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性. 综述了PWR 核电站一次侧主冷却剂水化学与设备材料腐蚀损伤关系的研究现状及问题, 介绍了近年来在PWR 一次侧注Zn 水化学(Zn-injected water chemistry, ZWC) 方面的应用基础研究进展.     

Incoloy 800与Inconel 690抗腐蚀性能研究现状

蒸汽发生器传热管用材必须满足苛刻的技术要求,其中最关键的是要在核电站运行工况下具有良好的抗一、二回路水介质腐蚀的能力。传热管用材先后经历了18-8型不锈钢、Inconel 600、Incoloy 800和Inconel 690等发展历程。基于此,本文主要介绍了近期Incoloy 800和Inconel 690抗腐蚀性能的研究现状并给出了二者抗腐蚀性能的对比。     

第三代核电站与二代核电站的化学与容积控制系统的对比

化学与容积控制系统是反应堆冷却重要辅助系统,主要承担水化学及容积控制。该文介绍了第三代压水堆型化学与容积控制系统(CVS)和二代压水堆电站化学与容积控制系统(RCV)的设计特点及系统流程;分析了化学与容积控制系统在这两种堆型中的主要差异。通过对这两种堆型中化学与容积控制系统的差异性比较,从理论上验证了第三代堆型化学与容积控制系统的简化性和优越性,系统设计简化、系统设计级别降低及设备级别降低,不仅降低造价,而且有助于实现相关国产化自主化目标。     

工程建设阶段核电站防腐工作开展及防腐治理的研讨

阐述了工程阶段核电防腐工作的重要性,介绍了腐蚀的定义和核电站产生腐蚀主要影响因素,列举了工程建设阶段核电站的主要防腐措施,对核电站工程建设阶段的防腐工作内容进行了全面介绍。     

浅谈核电站主给水泵配置利弊

核电站主给水系统是核电站常规岛的重要系统,而主给水泵是主给水系统的核心设备,该文结合国内外常规电站与核电站的主给水泵配置方案,从驱动方式、驱动机构、备用泵设置及运行台数等方面对多个核电站主给水泵配置特点进行了详细分析,在主给水系统设备可靠性一定的前提下,合理的主给水泵配置方式有利于提高机组整体可用率,同时,主给水泵作为核电站常规岛部分主要的辅助机械设备,其配置方式对核电站工程造价和运行的经济性也有着显著的影响。     

核电站故障诊断与故障程度评估方法

为了在核电站发生事故时,快速准确地识别出故障类型并对故障程度进行有效地评估,帮助操作人员获取事故发生原因及事故的详细信息,辅助操作人员及时地采取相应的安全有效的防护措施,确保核电站的安全运行,采用BP神经网络对核电站部分典型故障进行诊断,在确定故障类型后,利用多BP神经网络实现对故障程度的评估,并使用C# 4.0程序语言开发了核电站实时故障诊断与故障程度评估系统。通过PCTran实时仿真软件对该系统进行了验证,实验验证结果表明,该系统能够正确地诊断核电站常见的典型故障,并能够实现对故障程度合理有效的评估。     

岭澳核电站启动给水系统设计分析

本文介绍岭澳核电站为提高核电运行安全性能而采取的一项系统优化设计。主要介绍增加的启动给水系统APD的系统组成及主要功能,以及该系统在控制运行上与核岛安全设施辅助给水系统ASG的逻辑关系,分析了启动给水系统的设计特点以及在核电站运行中的作用,同时也指出了该系统通过承担ASG系统在启动时的给水任务,从而提高了ASG系统的安全性能,满足核电站设计中对安全设施功能单一性的要求。     

我国重点发展的先进堆型——快中子增殖堆

我国核电在起步阶段选定了压水堆作为第一代核电站堆型。但是压水堆的铀资源利用率低(不超过1.5%),要消耗大量天然铀资源。因此,作为第二代核电站堆型的快中子增殖堆(快堆)便提到日程上来,目的是为在下世纪初铀资源短缺时接替退役的压水堆,使天然铀中98.5%未能燃烧的部分,得到充分利用。     

核电站通风设备的表面防腐

本文综述了核电站通风系统的运行环境、腐蚀因素、腐蚀特征,以及如何提高通风设备的耐腐蚀能力。     

二代改进型压水堆核电站主回路安装关键路径进度控制要点及措施

基于泰山二扩3号机组以及岭澳二期3.4号机组的实际安装经验,结合其他在建电站的实际进展情况,分析压水堆核电站主回路设备安装关键路径上各主要部分的合理工期,指出主回路安装关键路径进度控制的要点,提出主设备滞后时施工计划调整的思路和措施.     

浅谈继电保护二次回路通电试验

二次回路是电力系统中的一个组成部分,二次回路发生故障,将直接影响到电力系统的安全运行。笔者结合自己多年从事电力工作的经验,主要对电力系统继电保护二次回路方面进行了重点分析,并阐述了二次回路通电试验需注意的事项及方法步骤。