摘要：对核电厂主给水系统水锤现象的主要成因进行理论分析,针对VVER核电机组典型二回路主给水系统,使用AFT Impulse软件进行建模与计算,分析核岛安全壳隔离阀关闭时间与主给水泵事故停运对管系内水锤强度的影响规律。结果表明,在安全壳隔离阀快速关闭的瞬态过程中,阀门入口的压力峰值和水锤力峰值均出现在阀门完全关闭时刻,且随关阀用时减小而增大;停运泵出口管道和给水母管的水锤力较高,但经过应力计算校验,管系能够承受瞬态力的影响。结合模拟计算结果,针对VVER核电机组主给水系统的设计压力选取、阀门选型、管系应力分析等相关工程问题,给出了合理化建议。

摘要：本文使用流体系统仿真技术对VVER核电机组主给水系统水力计算开展研究,搭建了完整的主给水系统模型,计算了系统内所有给水泵的扬程和并联泵之间的扬程偏差;对给水支管流量分配偏差进行了模拟计算和原因分析;对多种工况下给水调节阀前后压差,以及同一工况下不同给水支管上调节阀压差的差异进行了详细计算。本文可为给水泵扬程计算、支管流量分配预测、调节阀选型等工作提供技术支持,提升核电厂精细化设计水平。

摘要：本文以某百万级VVER核电机组主给水系统为研究对象,利用PIPENET瞬态计算功能,在归纳给水泵、控制阀门边界条件的基础上,建立数学计算模型,得到了给水泵启动、事故停运、正常停运以及给水泵出口主关断阀事故关闭四个瞬态工况管道内压力、流量和波动力的变化情况。计算结果表明,给水泵事故停运工况水锤力对管系影响最为恶劣,应采取相关措施以保证给水系统安全运行。

摘要：以CPR1000核电机组主给水系统为研究对象,建立并系统分析稳态及瞬态工况的计算过程。全面列举CPR1000核电机组主给水系统稳态及瞬态工况计算所需的输入资料、边界条件及主要流程及参数输入过程,并以给水系统初始正常运行,有1台正常运行的给水泵在t=10s时发生跳泵事件,同时备用泵收到跳泵信号后开始启动工况为例,分析了泵的转速、流量及压力随时间变化的曲线。通过分析给出了给水泵具体设定方法,解决了在工况多、边界条件复杂的情况下输入条件容易漏项的疑难问题。

摘要：依托CAP1400核电站,针对主给水系统可靠性问题,构建主给水系统包含共因失效的故障树模型。对系统进行可靠性分析并逐步找出了造成系统失效并引起机组出力损失的主因。在分析基础上,探讨了设计优化的可行方案并对可靠性结果进行了分析对比。为后续对主给水系统的优化设计,故障诊断,维护系统的安全运行,提高整个核电站的经济效益提供指导。

摘要：基于Petri网理论某第三代核电站主给水系统建立了工况模型。通过对主给水系统原理及运行工况的分析,验证了该模型表征主给水系统动态特性的正确性;通过对该工况模型的进一步演化建立了主给水系统的Petri网故障模型,并计算得到主给水系统的可靠性指标为0.993,与实际系统设计中冗余设置结果相符,为核电站主给水系统的动态特性描述及可靠性计算、分析提供了一种新的方法。

摘要：介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案,从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣,得出了符合核安全原则的设计方案,这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。

摘要：近几年,随着国民经济和社会发展的加速,电力装机容量增长迅速,其中以燃煤火力发电的增长为主,随着国家对火电节能减排要求的提高。电厂在发展的路上要适应政策形势,就需大力的优化设计、管理。本文将主要对汽轮机主给水系统在配置方案提出了优化设计,为工程建设过程中系统优化提供较为科学的理论支持和技术参考。

摘要：以CPR1000核电站主给水系统为研究对象,提出工程中需要分析的稳态及瞬态工况,同时,给出各工况的边界条件、设定方法及所需计算的参数,可以得出主给水系统在稳态和瞬态工况下热力参数的变化过程和变化幅度,为核岛系统的安全设计及优化提供依据。

摘要：针对传统故障树分析法着眼于设计阶段对静态系统进行可靠性分析,无法分析系统运行时的动态时序问题,提出一种基于动态贝叶斯网络(DBN)的可靠性分析方法,该方法以动态故障树为桥梁,由故障树得到DBN模型。研究中选取典型压水堆主给水系统,采用DBN的方法,对系统进行可靠性分析、故障诊断、敏感性分析。得到的可靠性数据相比传统分析方法更加接近真实值,为运行决策提供了更加准确的依据,能够提高核电厂的经济性。