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。     

核电厂凝结水主调节阀阀杆断裂的原因分析及改进措施

核电厂凝结水主调节阀作为关键敏感设备,阀门故障将引起机组功率扰动甚至停机停堆.本文结合某核电厂凝结水主调节阀阀杆断裂造成降功率事件,通过对事件的概述及从阀门长期存在振动高、定位销位置不合理等方面进行原因分析,针对性地提出优化措施并实施,为同类型电站的阀门故障排除和改进处理提供了有效参考.     

1000MW机组凝结水精处理混床投停时跑树脂分析

凝结水精处理混床在投退过程中发生跑树脂的问题严重影响混床的安全、经济、稳定运行。文章简要介绍了某1 000 MW超超临界机组凝结水精处理混床系统,分析了凝结水精处理混床投退过程中发生的跑树脂问题及产生的原因,提出了相应对策,为大型电厂凝结水精处理系统解决类似问题提供了参考。     

秦山核电站凝结水精处理系统性能试验

简要叙述了秦山核电站凝结水精处理系统的流程、所用树脂的性能和有关的水质指标;介绍了秦山核电站凝结水精处理系统的初次再生过程和投运情况;验证了该系统在电站启动期间、正常功率运行期间和凝汽器泄漏期间等工况下去除凝结水中腐蚀产物和盐类杂质     

主给水调节阀更换调试

介绍运行机组主给水调节阀更换后的调试试验项目,分析了调试试验风险并提出了应对措施。着重介绍主给水调节阀调试过程中出现的问题及处理方法。     

核能供热系统凝结水回收工程实践及研究

为了确保核能供热期间系统产生的凝结疏水全面回收，对核能供热系统的凝结水回收的流程、技术参数等方面进行介绍和分析，重点阐述管沟式蒸汽管线疏水回收、凝结水回收的水质要求及其控制措施、凝结水回收控制及对凝汽器的影响、核能供热系统凝结水回收经验反馈等问题。为后续核电机组核能供热的凝结水回收设计、调试和运行提供借鉴和经验反馈。     

秦山核电站凝结水精处理系统性能试验

简要叙述了秦山核电站凝结水精处理系统的流程、所用树脂的性能和有关的水质指标;介绍了秦山核电站凝结水精处理系统的初次再生过程和投运情况;验证了该系统在电站启动期间、正常功率运行期间和凝汽器泄漏期间等工况下去除凝结水中腐蚀产物和盐类杂质的能力。结果表明,秦山核电站凝结水精处理装置的性能指标完全达到了设计要求,尤其在机组启动或凝汽器泄漏期间,尽管进水水质有时远未达到了水质标准,但其出水品质仍然很好地达到水质标准。最后,还讨论了目前该系统存在的“阴、阳树脂配比不佳”,“惰性树脂和阴树脂间分层不彻底”等问题。     

CEFR三回路除氧器额定工况下凝结水和蒸汽混合的运动特征

利用Fluent流体数值模拟软件,对中国实验快堆(简称CEFR)三回路除氧器内凝结水和蒸汽混合运动特征进行数值计算,研究了凝结水和蒸汽混合后的温度场和速度场。研究结果为以后的运行和CFR-1000设计提供了理论依据。     

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。     

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...     

核电站凝结水精处理混床氨化运行探析

阐述了核电站对凝结水精处理混床出水水质和树脂转化率的要求,分析了混床氨化运行的可能性,提出了树脂的分离率和再生度是影响混床氨化运行的主要因素。     

秦山核电站下泄背压调节阀控制系统改进

下泄背压调节阀控制系统能够稳定下泄管段孔板后的压力,文章针对秦山核电站中系统功能冗余、电位被钳的问题,提出了解决方案。该方案删除了固态逻辑组件、主控跟踪卡,转移了跟踪卡取值位置,并在实际应用中运行良好。     

核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

汽轮机调节系统二次脉动油压异常分析

针对田湾核电站汽轮机夏季运行工况时出现调节系统二次脉动油压高且波动问题,采用两台机组汽轮机调节系统静态试验曲线以及热力系统参数对比分析的方法,阐述了循环冷却水温度、二次脉动油压拐点、调节阀空行程对二次脉动油压的影响。根据研究结果,通过提高二次脉动油压拐点及减小高压调节阀油动机空行程的纠正措施,有效解决了此问题,提高了调节系统的稳定性。对机组的运行和维修具有一定的借鉴意义。     

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.     

秦山三期CANDU-6核电机组技术规格书的修改

描述了制定秦山三期CANDU 6核电机组技术规格书 (TS)的核安全法规依据 ,简要介绍了按照中国核安全法规的要求、参照美国NRC制定的压水堆核电站成熟的标准技术规格书的格式和应用加拿大CANDU机组采用的运行方针和政策所积累的成熟的运行经验 ,对AECL提交的TS进行修改的情况以及对TS中一些重要技术问题的修改内容 ,说明了修改后的TS基本满足了中国核安全法规的要求 ,可以在核电站的运行中使用     

国内运行核电厂经验反馈在新建电厂应用的研究

考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义,列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请,并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍,同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。     

苏丹喀土穆炼油厂自备电厂燃油供应系统设计

燃油供应系统是电厂设计中不可缺少的一部分。是由油罐、过滤器、供油泵、加热器、压力调节阀、流量调节阀以及相应的管道阀门等组成。它为锅炉提供燃料．保证锅炉负荷满足用户要求、污染物排放指标符合国家标准，无论是核电站的辅助锅炉房，还是垃圾焚烧电厂都离不开供油系统的设计。本文对燃油供应系统设计中，油罐母管连接方式的选择、燃油流量调节系统的配置、供油泵种类和数量的确定三个重要环节，结合工程实际情况，逐一进行方案比较，最终确定一个最佳方案。通过优化设计的供油系统在工程项目投产后运行良好．取得了预期的设计效果。     

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。      

温度梯度对金属波纹管力学性能影响分析

高温熔盐调节阀中金属波纹管是保证其正常运行的重要部件,波纹管外侧被熔盐介质包围,承受外压、轴向位移及高温载荷,且波纹管轴向存在较大温度梯度,为调节阀中薄弱元件。本文应用有限元软件ANSYS,材料模型选择理想塑性材料模型,计算单元为热固耦合单元,对比分析了U形和V形波纹管在各设计工况下的应力分布,结果表明,位移载荷是两种波纹管失效的主要原因。位移载荷在两种波纹管中引起的应力大小基本一致,但V形波纹管在设计压力、温度载荷作用下的应力显著小于U形,故调节阀中使用波纹管类型选择为V形。此外,对V形波纹管在多工况下的应力分布、塑形应变及极限位移载荷进行了计算,对比分析了设计温度载荷、阀体存在保温层时温度载荷及常温温度载荷对波纹管的影响,结果显示,高温下波纹管极限位移载荷约为常温的三分之一,但阀体外部添加保温层,虽然使得波纹管温度升高,但对波纹管极限压缩载荷影响并不大。