核电厂一回路水压试验

水压试验是在密封的腔室,以水为介质,采用静压的方式,在高于运行压力或设计压力而进行的耐压性试验,主要验证承压设备的结构的完整性及试验边界密封性以及设备整体的屈服强度和安全裕度。本文主要论述了核电厂一回路水压试验的实施过程和技术难点。     

基于Matlab的核电站一回路系统原理仿真

核电站系统原理仿真对核电专业学生进行教学和原理演示是非常可行且是必要的,通过分析大亚湾核电站一回路系统(RCS),结合教学目的,对主要子系统适当简化后进行数学物理建模,利用matlab/simulink软件搭建整个系统,以引入正阶跃信号扰动的典型工况为例对系统进行原理仿真并进行讨论和分析,结果表明,设计的系统较好的符合核电站控制与运行理论,满足基本教学要求.     

蒸汽发生器一回路集流管专用工艺堵板的应用研究

蒸汽发生器一回路集流管专用工艺堵板的主要功能是在核电站大修期间从蒸汽发生器一回路集流管底部将蒸汽发生器与一回路隔离开,使反应堆一回路水位的升降不影响蒸汽发生器传热管涡流探伤等在役检查工作,缩短大修工期;同时,也起到保证人身安全,防止异物进入一回路的作用。     

基于ProCAST软件优化压水堆核电站一回路弯管铸造工艺

利用ProCAST软件对压水堆核电站一回路90°弯管的充型和凝固过程进行了模拟.结果表明,浇注过程中金属液充型平稳,浇注系统设计符合顺序凝固原则.利用固相率法预测了弯管易出现缩孔缩松的位置,优化设计后获得了无缩孔缩松的弯管铸造工艺.研究表明,运用ProCAST软件有利于提高弯管铸件的工艺出品率.     

PCCP管道的水压试验技术分析

给水管道水压试验是对给水管道施工质量的综合性检验,也是管道工程施工的一个重要工序。当PCCP管路安装技术检查资料完整且逐个接口水压试验已合格后,是否进行全线或分段水压试验,我国尚无标准。在内蒙古呼市的引黄一、二期工程、宁夏宁东引水工程中,管材均为PCCP管,管径为DN2200～DN600,业主首次使用PCCP管材,也无PCCP管道水压试验的技术数据,因此要求施工方对管线进行抽检。现将抽检段管道水压试验进行总结,对试验结果进行分析,以便为今后的施工积累经验。     

室内系统水压试验的实际操作

水压试验是管道施工质量检查的重要措施,本文针对水压试验的步骤、施工实践、试验压力确定、阀门问题、打压装置的选择上提出一套实用、可行的方法。     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态计算分析

依据建立的加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态特性研究模型,编制用于计算次临界反应堆的稳态计算程序。选取CLEARIB为研究对象,计算额定功率下CLEAR-IB一回路系统的温度,并将结果与设计值进行比较,结果相一致验证了程序的可靠性,对CLEARIB的动态分析具有重要的意义。     

核电站与燃煤电厂辐射之比较

文章通过综合比较大亚湾压水堆核电站及假定在其厂址上建同等规模燃煤电厂对环境和周围人群的辐射影响,论证了核电站辐射的安全性,从而为电力工业发电形式的选择提供参考。     

核电站给水加热器建模与仿真

核电站中所应用的给水加热器的建模是核电厂热力系统仿真的重要组成部分.文中建立了核电机组给水加热器双区多节点动态数学模型,并利用大亚湾核电站和秦山二期核电站中使用的高压给水加热器数据进行了稳态验证,仿真值与设计值相对误差在1%以内.在此基础上,利用所建模型研究了大亚湾核电站第6级给水加热器给水流量阶跃减少、加热蒸汽流量阶跃减少2种瞬态工况.结果表明,所建数学模型能够准确地反映给水加热器在特定工况下的动态特性,基本可以满足工程仿真分析的要求,并可作为工程仿真的一个模块使用.     

浅谈球墨铸铁管水压试验设计和施工在中东的应用

本文阐述在中东建设市政供水管道时球墨铸铁管水压试验的设计和施工要点,提出了水压试验应注意的问题,对类似工程具有参考价值。     

核电站到核扩散，咫尺之间

如果在建的和拟建的核电站的核反应堆全部投入使用，未来十年，世界将会涌现出至少七个新兴核国家。，     

EPR核电站主管道自动焊施工技术研究

核电站主管道是连接核岛主设备的大厚壁承压管道,其焊接质量及工期直接影响到整个核电工程质量及进度.三代EPR核电站由于自身设计要求,主管道焊接采用了窄间隙自动焊工艺,因此施工过程中引入了新的施工逻辑和施工工艺.该文结合EPR主管道安装及焊接过程,对EPR核电站主管道自动焊施工技术进行了深入研究.     

核电站的危机管理研究

本文论述了核电站运行过程核安全的重要性,探讨了核电站潜在危机风险的识别、评估、预防及控制问题,提出了核电站危机管理的模型和决策、反应的管理体系。     

平海电厂2×1000MW工程#1机组锅炉水压试验方案

锅炉水压试验是在锅炉承压部件安装完毕后,对承压部件的制造和安装质量的一次全面检查,是在冷态下检查设备的冷拉变形及各承压部件的严密性和强度是否达到设计要求,根据水压试验时的渗漏、变形和损坏情况检查出承压部件的缺陷部位,并及时进行处理。     

“发烧”的核电站

一不小心,我举世闻名了。你知道我是谁吗？我就是福岛核电站。从第一批核燃料注入开始,我已经为人类服务40年了。作为一名老＂烧水工＂,我一直默默无闻地工作着,然而,就在我快退休的时候,我突然一举成名了。怎么回事？且听我慢慢道来。     

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.     

核电站厂用电系统介绍

本文依据作者在核电现场的一些工作经验,对核电站厂用电的供电电源、厂用负荷分类、中低压交流厂用电系统和直流系统进行了简要介绍,并总结出了核电站厂用电系统的不同之处,使大家对核电站的厂用电系统有所了解。     

核电站射线检测技术

射线检测是五大无损检测方法之一,广泛应用于社会的各个领域,本文简要介绍了射线检测的基本原理以及在核电厂机械部件检测中的具体应用,重点阐述了RPV安全端和稳压器射线检测的检测原理、检测设备及实施过程,以及检测中的重点和难点。