核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

三轴承支承主泵振动特性研究

根据已有运行经验,分析100D型主泵典型异常振动现象,建立基于立式转子-轴承系统动力学理论的物理模型,剖析该型主泵的振动特性。结果表明,100D型主泵受立式结构、三轴承支承方式、轴封水等影响,在稳定运行工况下,轴系振动基本稳定;在受外界扰动影响或瞬态工况下,轴系振动稳定性较差且振动变化趋势呈现出一定非线性特点;为维持主泵安全运行,需要在热停堆平台通过提高轴系动平衡精度等方式将主泵振动降低到尽可能低的水平。     

CPR1000核电机组主泵动平衡的一次加准方法研究及应用

受核电站一回路复杂运行工况的影响,一回路冷却剂泵(下称"主泵")经常发生振动高的问题,现场动平衡是解决主泵振动问题的重要手段,也是影响和制约核电站机组启动上行的关键因素之一。通过对大量同类型主泵动平衡数据的总结,提出了主泵动平衡的一次加准方法。该方法给出了CPR1000机组主泵动平衡中加重质量、加重角度和残余振动的计算方法,通过一次加重达到预期振动控制目标。该方法的应用能够极大节约现场动平衡试验的时间,缩短维修工期,对机组的安全稳定运行及核电站的经济效益具有重要的现实意义。     

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。     

主泵试验台架振动原因分析与修改方案

反应堆冷却剂泵（简称主泵）在试验台架进行试验时出现振动偏大的现象，振幅超出样机规范书的要求，振动数据的频谱显示为低频振动。通过转子动力学的有限元方法分析了主泵的振动特性，对比振动频谱排除了主泵转子振动和轴承等自身振动的原因。提出了主泵振动特性分析应包括试验台架整体。将主泵、试验回路和试验台架作为整体，分析了整体的振动特性。结合敲击试验推断振动的原因是试验回路中流体压力脉动的宽频激励引发了主泵和试验台架整体振动，并在低速运行试验中进行验证。在此基础上提出了修改方案，包括增加吸能阻尼器、提前投入缓冲罐和滤波等，重启试验后主泵振动明显减小。     

我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳通过水压试验

福清核电站1号机组主泵泵壳在中国一重核电石化事业部一次通过水压试验，该台泵壳是我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳，成功填补了我国核电制造业的空白。     

堆芯温度分布对压力容器液位测量影响分析

对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运行,由该物理现象引入的误差可以忽略。对失去全部给水情形下引入较大的高估误差,结合状态导向法事故运行程序SOP,对该误差对操纵员安全重要操作的影响进行了分析。     

保加利亚一台核电机组因冷却剂泵故障而停堆

【法新社索非亚2006年3月1日电】保加利亚的科兹洛杜伊5号机组因冷却剂泵故障而被强制停堆。此次事故未造成辐射泄漏。电厂发言人表示,“由于电路故障而导致科兹洛杜伊5号机组一台重要的冷却泵被关闭,我们为此关闭了整台机组,以进行安全检查。”科兹洛杜伊核电厂是保加利亚唯一的一座核电厂,目前共有4台现役机组:2台440MW压水堆(3号和4号机组)以及2台1000MW压水堆(5号和6号机组)。除5号机组停堆外,另外3台机组仍在满功率运行。保加利亚一台核电机组因冷却剂泵故障而停堆     

CPR1000停堆开盖一回路冷却剂中58Co放射性浓度分析

沉积于一回路系统设备内壁的活化腐蚀产物是压水堆核电厂停堆工况下的主要放射性来源.文中选择CPR1000停堆换料期间放射性浓度较高的活化腐蚀产物58Co作为研究对象,分析该核素在停堆开盖过程中放射性浓度变化的影响因素,并建立相应的放射性浓度计算模型.计算结果表明,一回路净化流量和附着于设备内壁的58Co释放率是影响停堆期间一回路冷却剂58Co放射性浓度变化的主要因素,同时从理论上得出了CPR1000机组停堆净化工序能够使得一回路冷却剂内58Co放射性浓度降至相关停堆放化控制限值内的结论.     

AP1000核电厂海水循环泵地震响应分析

针对AP1000核电厂大型双基础立式循环泵机组结构,以安全停堆地震作为设计地震载荷输入,采用响应谱法对海水循环泵在地震载荷下的动态特性和响应进行分析,并对其在安全停堆地震工况下的可运行性进行评估。结果表明,该泵的1阶自然振动频率约为17.5 Hz,其低阶振型以泵体结构的横向弯曲振动为主。根据响应谱分析与静力分析叠加的结果,地震工况下的泵体最大组合应力为173 MPa,最大变形量为4.4 mm。     

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

CPR1000反应堆冷却剂泵的安装与管理

对CPR1000反应堆冷却剂泵施工中的典型案例处理和方案改进等方面进行探讨和总结,对后续CPR1000项目主泵施工提出一些建议.     

余热排出泵压力脉动频谱特性数值和试验研究

余热排出泵是核电站中的核二级泵，保证核电站安全停堆。采用导叶和环形蜗壳结合的结构形式以保证余热排出泵安全可靠运行。为研究余热排出泵内部压力脉动的分布和传播规律，采用非定常数值模拟和试验获得了泵内部动静干涉引起的压力脉动信号，并采用频谱法获得了压力脉动频谱特性。结果表明：数值模拟和试验同时捕捉到导叶离心泵内部由动静干涉引起压力脉动频率的两种基本频率（叶轮叶片通过频率和导叶叶片通过频率）。在叶轮流道内导叶叶频及其谐频的压力脉动频谱幅值从叶轮进口到叶轮出口逐渐增强，幅值最大产生在叶片出口边的工作面。在导叶流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值最大发生在喉部。在环形蜗壳流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值分布与导叶叶片出口边位置有关。研究结果可为降低泵内部压力脉动提供一定的参考。     

核电厂主泵轴振异常分析

为解决某核电厂主泵轴振报警问题，对异常现象进行了原因诊断和现场验证。采用对比分析、频谱分析、轴心轨迹分析方法对主泵轴振异常进行研究。分析表明:泵轴振动大于电机轴振动，相同位置测点在水平面内2个不同方向振动基本相当。电机轴Y向振动异常为电缆屏蔽层损坏导致，振动传感器线缆安装宜使用如麻绳等较为软质的材料进行绑扎固定。泵轴振动异常为泵轴存在较大涡动和较高基频成分引起。在泵轴出现较明显的涡动现象时，可提高轴封水抑制泵轴的涡动，以降低泵轴振动。      

Vibration Cause Analysis and Modification of Prototype Reactor Coolant Pump

When the reactor coolant pump (RCP) was tested on test bench, the vibration amplitude was too large. The vibration exceeded the limit of specification. The frequency in spectrum of RCP vibration was mainly in low frequency range. The vibration characteristics of RCP were analyzed by finite element method. The cause of vibration from bearing and rotor was excluded by comparing the vibration characteristics and the spectrum. It was proposed that the whole test bench should be included in the vibration analysis of RCP. Considering RCP, test loop and test bench as a whole, the vibration characteristics were analyzed. By combining the data from knock test, it is concluded that the wide-band of pressure fluctuation in test loop excites the natural frequency of test bench. This conclusion was verified by low-speed operation test. On this basis modifications were proposed such as adding energy absorption damper, starting buffer tank in advance and adding vibration filter. The vibration of RCP was attenuated obviously after test restarting.     

仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理

反应堆厂房入口仪用压缩空气流量计SAR001MD作为核电站重要监测仪表之一,流量数据的准确性关系到机组的安全运行。一旦出现故障必须予以高度重视,及时解决。某核电站CPR1000机组,在1号机组状态首次即将进入临界阶段时,出现SAR001MD流量计大幅度波动现象,导致安全壳泄漏率监测系统不可用,机组状态停滞。     

CPR1000机组定期试验优化方法研究

针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题，结合机组安全分析、定期试验设计方法，提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验，分析了该定期试验存在的问题；基于本文提出的优化方法，提出了优化方案，并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。      

CPR1000型核电站给水泵事故瞬态分析

以CPR1000型核电站3×50%电动给水泵为研究对象,采用基于RELAP5和Simulink程序开发的CPR1000数字化仪控系统仿真试验台,详细计算分析了给水泵单泵故障和双重故障对反应堆运行的影响及相应的缓解措施。结果表明,给水泵单泵故障对反应堆运行的影响较小,各相关参数能够很快重回事故前的稳态工况。在给水泵双重故障情况下：初始核功率在75%FP及以下时,不会出现蒸汽发生器(SG)低-低水位;初始核功率高于75%FP、汽机初始负荷在90%FP及以下时,需将汽机负荷阶跃降至50%FP,才不会出现SG低-低水位;汽机初始负荷在90%FP以上时,建议停堆。