摘要：中广核工程有限公司在开展阳江等南方滨海厂址的CPR1000机组设计建设过程中,发现由于核岛最终热阱设计基准温度(T_7)过高,导致核岛冷链系统对核岛系统的冷却不足,从而影响核岛系统正常运行的情况。由于CPR1000机组是按照"翻版+改进"的原则进行设计建造,各方均不希望对CPR1000机组的"布置方案、厂房土建结构"等进行修改。中广核工程有限公司设计院在固化参考电厂主要设计参数的前提下分析确定了CPR1000机组所适用厂址的核岛最终热阱设计温度上限值。继而探讨研究了各种潜在的基于核岛方面的改进方案,最终确定"调整核岛冷链系统运行模式"作为应对厂址T_7温度过高情况的改进方案,消除了核岛最终热阱设计基准温度过高的隐患。

摘要：为防止某压水堆核电厂在满负荷平台瞬态试验过程中发生因汽轮机轴向位移超过跳机阈值导致的跳机和跳堆问题。通过分析HN1755-7.55/291/275.8-H型汽轮机轴向推力平衡设计方案,得出甩负荷时中压缸轴向推力大于高压缸轴向推力的结果。根据汽轮机节流调节下负荷与蒸汽需求量为1∶1的关系分析给出了甩负荷过程中轴向位移最大值与负荷的计算式,并给出了经验性的计算系数;基于1号机组54.7%FP跳机试验结果,计算出了100%FP平台瞬态试验过程中的轴向位移值最大值,该计算结果大于轴向位移正向跳机阈值,得出该阈值设计过小的结论。根据汽轮机安装和运行数据,调试方与设计方联合分析后将轴向位移正向跳机阈值由0.50 mm调整为0.80 mm。1号机组在100%FP平台瞬态试验过程中测得轴向位移最大值介于0.61~0.67 mm;2号机组在100%FP平台瞬态试验过程中测得轴向位移最大值介于0.48~0.58 mm。通过调整汽轮机轴向位移正向跳机阈值成功避免了在1、2号机组的100%FP平台瞬态试验过程中发生跳机和跳堆问题。

摘要：分析了岭澳核电站二期数字化仪控系统(DCS)组态中非安全级仪控系统控制器中比例微分积分(PID)参数与设计值不匹配的原因,以稳压器压力控制系统为例说明了参数不匹配的影响,基于开环响应法对PID参数匹配的方法进行了研究。岭澳核电站二期热态功能试验和反应堆瞬态试验的结果表明,该方法实现了PID参数设计值与控制器的有效匹配,取得了良好的控制效果,将有效缩短控制系统调试的周期,间接获得较大的经济效益。

摘要：介绍了基于安捷伦可视性工程设计环境(Agilent VEE)图形化编程语言和计算机数据采集技术(PC-DAQ)等研发虚拟仪器功能测试系统,同数字化控制系统(DCS)控制机柜输入/输出(I/O)模件连接后进行核电厂逻辑控制功能测试,完成DCS组态设计与系统设计手册之间的一致性检查。岭澳核电站二期工程应用证明该技术可紧密契合核电厂DCS控制系统的调试周期和特点,合理优化调试进度,有效降低调试风险。

摘要：介绍了红沿河核电站1号机组及阳江核电站1号机组发生的凝结水系统再循环管线振动发生的现象及处理过程:红沿河核电1号机凝结水系统再循环管道在调试期间发生振动,再循环阀门阀杆断裂,通过振源分析,确认再循环阀门选型不合适造成阀后汽蚀,通过更改合适的阀门类型解决;阳江核电1号机组调试过程中发生的凝结水再循环管道振动情况,通过振源分析,确认系统运行超出了设计工况,造成阀后流体闪蒸,通过增加孔板解决。

摘要：某核电站机组热态性能试验期间,余热排出泵在热备用工况下,机械密封冲洗水回水温度超出报警值。通过数值计算、整机模拟试验,对影响机械密封回水温度的各因素进行了分析论证,查明了导致机械密封冲洗水回水温度高的主要原因为喉部衬套与冷却水套节流间隙设计不合理。根据试验数据,调整间隙值由原来的0.55～0.57 mm至0.367～0.400 mm,改造方案经实施验证,回水温度由85℃降至43℃,温度降至报警值以下。

摘要：研究了Ansys计算三维热-机加载结构裂纹J积分值的方法,用于评估严重堆芯熔毁事故下反应堆压力容器(RPV)外部裂纹的行为。针对RPV下腔外侧的裂纹,计算裂纹尖端的J积分值,在内压2.5 MPa和冷冲击条件下,研究了其最大应力处的断裂行为。计算了沿RPV外侧半椭圆裂纹前缘的三维混合型J积分分布。沿裂纹前缘采用奇异单元的有限元法进行三维分析,对R_(o)/R_(i)=1.1、深度比a/t=0.01~0.50、椭圆度a/c=0.3~1.5的RPV结构裂纹进行了J积分计算,研究了上述参数对J积分分布的影响。在严重事故条件下,RPV容易沿焊缝产生多条裂纹,导致RPV外表面产生一个或多个裂纹,并在赤道焊缝平面上形成环向裂纹或一系列共面裂纹。结果表明,裂纹密率δ、深度比a/t、椭圆度a/c和内外径比R_(o)/R_(i)对J积分有较大的影响。此外,由于壁厚温度梯度较大,严重事故条件下的断裂行为与均温条件下的断裂行为完全不同。

摘要：针对中国改进型压水堆(CPR1000)核电厂引入全厂数字化仪控系统(DCS)后导致的DCS控制间内电缆超容现象,分析其产生的原因和存在的风险;从土建结构调整、电缆设计选型、I/O信号分配优化、设备结构及布局调整、主干线电缆设计等方面提出解决电缆超容的改进措施,并对上述改进措施进行优劣势分析。

摘要：介绍了国内压水堆2代加核电厂核岛电气厂房空调冷冻水系统(DEL)及DEL冷水机组的安全分级,通过对其涉及的系统设计及设备建造准则的分析,提出了现行DEL及DEL冷水机组安全分级存在的问题,同时介绍了现行民用核安全设备监督管理条例相关条款的操作性不足,并给出了改进的建议。

摘要：采用数字化仪表控制系统的岭澳核电站二期给水控制系统在调试期间进行了全面的控制组态测试和研究。基于反应堆控制系统(RRC)仿真试验台,对给水控制系统在机组正常运行和瞬态工况进行仿真预演,排查大量的人因逻辑组态错误和设计不符合项,实现了给水控制系统在自动模式下的正常运行和良好控制;利用仿真对给水泵进行了双重故障预演,为机组实际给水泵瞬态试验(ATO50)的顺利进行提供了保证,对相关瞬态试验的执行具有重大参考和指导意义。