核电厂凝结水主调节阀故障原因分析

分析了中核核电运行管理有限公司百万千瓦汽轮机组在运过程中凝结水主调节阀出现故障关小导致瞬态工况的原因,通过更换阀门定位器、汽缸活塞和下气缸密封O形密封圈及修改控制方法、修改给水流量逻辑定值、布置减振点等技术措施,有效解决了凝结水调节阀及其管道振动问题,消除了凝结水系统运行中的安全隐患,保障了机组安全稳定运行。     

切尔诺贝利核电厂又发生故障

【路透社 1 999年 1 2月 1 4日基辅电】　十三年前发生人类史上最严重核泄漏事故的乌克兰切尔诺贝利核电厂 ,1 2月 1 1日又发生故障 ,使发电功率有所降低 ,不过核电厂方面表示并没有发生辐射泄漏。据乌克兰通讯社报道 ,工作人员是在检查期间 ,发现核电厂目前唯一运行的三号反应堆的八 8个控制反应堆内部压力的阀门中的 1个出现故障。工作人员于是将故障的阀门关闭 ,该事件导致核电厂的发电功率降低 ,不过预期核电厂的运行不会进一步受影响。今年 7月至 1 1月 ,切尔诺贝利核电厂曾经关闭进行维修 ,可是在重开后核电厂却接连发生多起故障 ,令…     

主给水旁路调节阀供水能力不足问题原因分析和处理

某核电厂1号机组执行役前调试试验过程中,出现主给水流量控制系统旁路调节阀供水能力不足问题.文章结合给水流量控制原理以及实际阀门特性分析了供水能力不足的根本原因,提出了分段修改函数控制器参数的改进方法.最终试验表明该方法有效解决了阀门供水流量不足问题,使得给水流量满足蒸汽发生器二次侧的需求.     

秦山第二核电厂主给水调节阀常见故障分析与处理方案设计

分析CP600型核电机组主给水调节阀常见的几种故障,主要对主给水调节阀(主调阀)卡阀故障做进一步分析,并在CP600模拟机上对满功率主调阀卡阀的进行试验。比较了降功率过程的3种控制方案,提出最优方案。     

某核电厂主给水调节阀在满功率运行时开度持续增大问题研究

某核电厂机组在满功率稳定运行期间,主给水调节阀的开度持续增大,如果该趋势不能控制,机组存在降功率或更严重的风险。经故障分析及现场解体检查,最终确定主给水调节阀的开度持续增大是由于阀笼堵塞导致。本文通过结合该阀阀笼特点,分析出导致阀笼堵塞的原因,根据现场实际制定出处理方法,为主给水调节阀的调试和运行以及给水系统的异物控制给出建议。     

动态流图法对核电厂数字化仪控系统的可靠性评价

基于软件和微处理器的数字化技术已广泛应用于核电厂仪表与控制(IC)系统。近十年来,在建或部分已投运的核电厂均已采用全数字化仪表与控制系统(DICS)进行参数的监控与控制。核电厂控制系统的全数字化极大提高了控制系统的性能。由于DICS运行过程中存在动态交互,传统静态故障树分析(FTA)不能描述这种动态的交互特性,而动态流图法(DFM)可较好地描述系统间的各种动态交互。因此采用DFM评价核电厂DICS自动功率控制系统(APC)的可靠性。给定三组初始条件,即传感器故障、输出闭锁装置与主处理器故障和主辅处理器故障,利用DFM的归纳分析,得出了存在对应故障情况下控制棒实际位移与正常条件下的偏差;给定义当前时刻控制棒实际位移较正常条件下偏小的顶事件,利用DFM演绎分析,得出顶事件发生贡献最大的原因为当前时刻SRB(输出闭锁装置)切换失效,主处理器输出偏小,其他节点正常的故障组合。     

核电站凝结水旁路调节阀振动大的原因分析与对策

在方家山核电站和国内其他M310核电机组的运行中,均出现了凝结水抽取系统旁路调节阀振动过大的问题。振动对阀门造成了不同程度的损伤,从而影响了机组的稳定运行。此文针对方家山核电机组凝结水旁路调节阀振动过大的问题,通过阻塞流原理的运用和对现场参数的分析计算,查找出了引起该阀振动的根本原因,并针对性地提出了后续改进策略。     

主给水泵切换试验中一起运行事件的经验反馈

对国内某核电厂发生的主给水泵切换试验中两列高压加热器解列和核功率上升的运行事件进行了分析和总结,并结合国内核电厂在相关问题上的一些良好实践,提出了针对本事件的经验反馈。     

凝结水主调阀振荡分析及设计优化

凝结水主调阀振荡是核电厂凝结水抽取系统的常见问题，对机组安全稳定运行产生严重不良影响。以凝结水主调阀系统工艺参数为研究对象，计算发现阀门在振荡区间的压差偏大，存在空化现象；振荡区间的噪声较设计值也明显偏大。建立CFD流体仿真模型分析计算，结果表明，在某一特定开度区间，凝结水主调阀的阀芯受力波动明显，导致阀门产生振荡。在此基础上，设计特征化打孔阀笼，改善流体和阀芯受力状态；增大气动执行机构的刚度，提高阀芯抵抗受力变化的能力。阀门改进后动作平稳，运行一个循环后阀内件无异常。优化措施有效抑制了阀门振荡问题的发生，有力保障机组安全稳定运行。     

对美国罗宾逊核电厂由火灾导致的反应堆紧急停堆和主泵丧失轴封冷却的运行事件的经验反馈

描述和分析了美国罗宾逊(H.B.Robinson)核电厂发生的一次由电缆故障引起的火灾并导致安注启动、主泵丧失轴封冷却的运行事件。介绍了操纵员处理事件的过程和失误。从设备、管理、人员培训等方面探究了事件的直接原因和根本原因,并针对这些原因进行总结,对我国核电厂的运行管理工作提出了具体建议。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.