摘要：国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×10^(5) Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。

摘要：我国CPR1000压水堆核电机组半侧运行期间凝汽器多次发生冷却管断裂事件,造成严重的安全影响和经济损失,半侧运行时支撑板跨距偏大引起的弹性汽流激振是主要可能原因之一。美国热交换协会等相关设计规范中并没有给出半侧运行时的计算方法。结合冷却管振动基本理论,推导出凝汽器支撑板跨距计算的数学模型,可以适用于压水堆核电机组凝汽器半侧运行的跨距计算。该文以某压水堆核电项目为例,对比不同凝汽器的冷却管评价模型,利用某核电站半侧运行的实际工况数据对评价方法进行验证,提出Connors系数(Kc)值2.3及风险因子0.8可以适用于压水堆核电站凝汽器钛管安全运行的评价准则。基于振动碰磨理论计算出的凝汽器安全跨距最小为556mm,现场应变初步测量结果也证实该方法是足够保守的,可利用该方法进行支撑板跨距的设计校核。

摘要：国内新投产的CPR1000机组普遍存在蒸汽发生器(SG)裕度试验不满足验收准则要求的问题,表现为蒸汽发生器出口压力低,已影响到汽轮机出力。对此,本文通过设计分析、试验验证和现场视频检查等手段进行了系统分析。以Framtone公司和Westinghouse公司设计的55/19型、60F型和Δ125型蒸汽发生器为研究对象,利用设计数据搭建数学模型,对传热面积进行了校核计算;考察了堵管率、一回路流量和一回路平均温度对蒸汽发生器出口压力的影响;验证计算了早期及新投产核电厂蒸汽发生器裕度试验数据;最后根据现场对蒸汽发生器的视频检查情况,确定新投产的CPR1000机组裕度考核不合格的根本原因为二次侧的结垢。

摘要：为更好地保障核电厂蒸汽发生器传热管使用安全,有必要增加蒸汽发生器二次侧高压清洗范围。结合蒸汽发生器二次侧的结构特征,基于减小成本和增加兼容性的原则,在常规管板清洗设备的基础上,对分流板和第1支撑板间清洗技术进行了研究;通过参数匹配、设备设计、校核计算等方法,开发了适用于分流板和第1支撑板间全区域清洗的反向清洗设备;该设备经模拟体充分调试后,已在核电厂顺利应用。结果表明:所开发的蒸汽发生器二次侧反向清洗技术和设备实现了该区域的全面清洗,清除泥渣量提升明显,且各项指标满足要求。

摘要：凝汽器是核电厂二回路重要设备,随着机组运行,其传热管可能出现破损或断裂现象,需进行堵管处理。堵管将改变凝汽器热力性能,进而影响机组出力。本文通过建立凝汽器堵管热工计算模型,定量分析出不同循环水入口温度下不同堵管率对机组出力的影响程度,为工程技术人员准确评价堵管后凝汽器性能提供依据,计算模型的设计思路对兄弟电站开展类似工作具有参考意义。

摘要：国内核电站凝汽器发生多起钛管断裂事件,分析显示支撑板跨距偏大是主要原因之一。对美国热交换学会(HEI)凝汽器标准的跨距计算方法适用范围进行探讨,指出核电厂凝汽器在冬季半列等特殊运行工况下热力参数超过标准的适用要求,并提出凝汽器多工况下跨距的修正计算算法。核电厂凝汽器跨距的设计可采用该修正算法,并结合支撑板实际合理的安装情况,综合选取较为保守的方案。结合凝汽器传热学模型和流体弹性激振模型,建立了某核电站凝汽器全年不同海水温度下的单列运行电功率指导图。

摘要：介绍了立式自然循环蒸汽发生器U形管换热面积计算方法,按照国外55/19型蒸汽发生器的设计要求,利用不同的计算方法对该蒸汽发生器进行了换热面积的计算。结果表明:分区计算方法和整体计算方法精度类似,但不同计算模型的计算结果偏差较大。

摘要：介绍了两种常用的凝汽器传热性能修正计算方法,HEI法和ASME PTC12.2法(简称:HEI法和PTC法),并借助凝汽器变工况试验数据对两种方法进行了验证。结果表明,HEI法基于大量的凝汽器模型实验数据归纳而来,当凝汽器管束布置与HEI管束布置差异较大时,仍采用此法计算将会带来较大的误差。PTC法遵循凝汽器传热机理——四层传热热阻,无论凝汽器设计怎么变化,不会超出传热机理的范畴,故PTC法比HEI法更适用于新型凝汽器的变工况计算。