共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。 相似文献
2.
3.
CPR1000安注系统高压节流孔板计算研究 总被引:1,自引:0,他引:1
从节流孔板管道的基本原理入手,依托岭澳核电站4号机组安全注入系统调试得到的流量试验数据,通过流体力学计算得出节流孔板尺寸的理论结果,该结果与实际安装数据差距不大。本研究为中国改进型三环路压水堆(CPR1000)安全注入系统高压节流孔板尺寸计算提供了可行的方法。 相似文献
4.
CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议,为主泵安全稳定运行提供参考。 相似文献
5.
6.
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... 相似文献
7.
8.
9.
肖业夫于博贺成龙荣尚明 《中国核电》2020,(3):333-336
某核电厂设备采购制造期间,中压安注泵进行功能性试验后拆解发现叶轮密封环和轴套异常磨损问题,通过对设计、制造、装配、试验等过程进行全面排查后发现装配工序中静挠度测量方法错误,针对静挠度测量问题进行分析,并提出相应后续关注点。 相似文献
10.
某在役运行VVER核电厂高压安注系统(JND)在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致流量波动的主要原因。本文通过相关理论和软件,主要介绍了对再循环节流孔板进行改进设计计算的过程,包括孔板流量、压差、级数、孔径和厚度等参数的计算,重点讨论了如何控制多级孔板的压降以避免孔板发生空化。该项改进已在核电厂中得到实施,实施后再循环流量波动问题得到了明显改善。 相似文献
11.
12.
根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故(包括25.4 cm等效直径冷管破口和5.08 cm等效直径冷管破口)下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明:安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。 相似文献
13.
文章通过对成形后壳体厚度数据的分析,找出了压制成形后的壳体厚度变化分布规律。基于核安全和经济性两方面,分别从设计、制造的角度,分析了AP1000安注箱复合板球壳压制成形厚度超差的原因;还介绍了厚度超差对安注箱安全性影响的评价方法,提出了防止超差可采取的技术措施:一方面,可通过试验和模拟计算,优化成形工艺;另一方面,可在设计计算中,优选出壳体名义厚度。 相似文献
14.
CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。 相似文献
15.
16.
骆邦其 《核工程研究与设计》1996,(17):11-14
大破口失水事故时,安注系统从冷段注入的大量冷却剂从压力索和吊篮之间的环形通道经破口流入安全壳,只有少量的冷却剂注入堆芯。如果把安注5系统同时安装在冷段和热段同时进行安注,热段上的安注系统注入的冷却剂带走了上腔室的上腔室和堆芯内的热量,使上腔室的压力低于下腔朋冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。 相似文献
17.
18.
19.
通过概率安全分析(PSA)发现,在华龙一号核电机组设计过程中,中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的验收准则,但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率(CDF)上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组,PSA结果表明,丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 (堆? 年)-1下降至2.2×10-9 (堆?年)-1。因此,本文提出的优化方案有效降低了机组风险。 相似文献
20.
堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。 相似文献