AP1000核电厂第4级自动卸压系统管线排水方案

介绍AP1000核电厂第4级自动卸压系统(ADS4)管线排水的必要性,提供了拆卸爆破阀法兰螺栓自动排水法、爆破阀剪切盖钻孔疏流法、拆卸上游电动隔离阀排水法、冰塞法等方法的实施方案,并通过对比各方案的优劣给核电厂业主提供参考及思路。     

电动阀锤击故障原因分析及处理

某在建核电站调试期间,1台安全壳电动隔离阀出现锤击故障。锤击故障对阀门本体及执行机构的危害,从阀门、电动执行机构及控制回路的结构特点进行分析,得出故障产生原因,给出处理措施及现场临时解决方案。     

核电厂核岛设备在役检查可达性设计分析与应用

在核电厂运行寿命期内,应对核安全1,2,3级承压部件及支承件进行定期检验,以便及时发现新产生的缺陷和跟踪已知缺陷的扩展,并判断它们对核电厂安全运行是否可以接受。多项法规标准均要求在核岛机械设备设计阶段充分考虑在役检查可达性要求。通过介绍AP1000核电厂设备在役检查可达性设计的理念、目的及影响因素,为国内核电厂设备在役检查可达性设计提供参考和建议。     

核电厂安全级软件验证和确认法规实践研究

探讨核电厂安全级软件验证和确认法规体系内容,并通过研究及总结相关经验,提出应关注问题。以利于核电厂在安全系统集成测试、调试、运行维修等更有成效的开展工作。     

核电厂蓄电池组在线监测系统问题分析及改进

在国内某核电厂机组调试及运行期间,直流系统蓄电池巡检仪经常发生故障报警并触发NCS及DCS的系统误报,大大影响了运行人员及维修人员对设备故障的诊断。针对蓄电池组在线监测工况下所发生的故障原因进行分析,提出后续电厂使用智能蓄电池内阻监测及动态均衡技术的必要性,并给出核电厂蓄电池在线监测系统改造建议,为后续核电厂提供良好的实践借鉴与经验参考。     

加速发展 奋勇前行——核动力运行研究所发展解析

从几年前的经济规模小、业务专业面窄、抗风险能力差的局面，到核动力技术服务基地初步建成，成为目前国内唯一有能力全面承担核电厂与其他核设施役前和在役检查任务的单位，核动力运行研究所（以下简称核运所）走过了一条怎样的路？为此，本刊特约核运所所长昊岗撰写此文，解析核运所的发展之道。     

核电厂汽辅泵转速波动原因分析及改进

定期试验开始期间，某核电厂多次发现汽辅泵出现转速波动问题，排查后怀疑是启动前系统疏水能力不足所致。通过分析后认为，疏水器疏水能力不能满足启动阶段的疏水量，主要是设计阶段未充分考虑安全系数的影响。相应的解决措施为，在机组启动时可打开疏水器旁路隔离阀，保持小开度连续疏水。电厂未来应采取技改将疏水器换型为更大疏水能力的疏水器，以满足各个阶段的疏水要求。     

解决秦二厂1、2RRA014/015VP电动闸阀无法中腔打压问题的研究

本文针对秦二厂211大修机组起机阶段执行RRA-RCP隔离阀泄漏试验时,2RRA014/015VP电动闸阀泄漏率超标问题,借鉴国外经验,提出了在RRA014/015VP电动闸阀上增加打压孔的设想,解决了阀门无法中腔打压的难题,并经系统在线检验满足试验要求,缩短了主线时间10小时以上.这项技术改造不仅保证了系统安全,方便了检修,也取得了较好的经济效益,是值得大力推广的一项新技术.     

重水电动阀检修的计划管控及优化

秦三厂应急堆芯冷却系统电动阀检修工期紧张、任务重且接口复杂。分析ECC重水电动阀的主要检修项目,电动隔离阀检修的计划安排策略,结合重水堆机组特点历次大修中所采取的计划管控措施,根据现场实际实施情况,提出相关优化建议。     

调节阀与隔离阀间直管长度对管道流动性影响

采用流体软件FLUENT 15.0,对某核电厂冷却水系统中的某蝶阀型调节阀所在的管道流动进行建模和计算。通过调整相邻阀门间的距离,研究调节阀与上下游隔离阀之间直管段长度对管线中介质流动的影响。研究发现,在调节阀处于小开度工作状态下,直管段长度的增加可显著改善下游阀门所处的流场条件,说明阀门管道布置的合理性对系统的稳定运行有重要影响。     

在役核电站如何"延年益寿"

随着在役核电厂运行时间的增加,其老化问题日益严重。因此,如何对核电厂实施有效的寿期管理,确保其安全、稳定和经济地运行,已成为核工业界与政府核安全监管部门关注的焦点。     

关于CANDU6主蒸汽管道破裂事件中及时关闭MSIV的必要性探讨及对EOP006的优化建议

在CANDU6型重水堆核电厂中,笔者针对主蒸汽管道破裂事件中关闭主蒸汽隔离阀MSIV过晚可能导致的潜在危害,结合多年的运行经验和对EOP规程的理解,针对现行EOP规程的不足之处,提出了优化的建议,并通过在模拟机上演练证明了提前关闭MSIV作为维持主系统压力的一个措施是切实可行的办法.为主蒸汽管道破裂瞬态工况的处理提供了依据,为今后应急运行规程的升版提出了建设性的意见.     

继续拓展核动力运行技术支持的新局面

●在役检查技术领域,在一些关键检查设备研制、检查技术研究方面取得了一批国内领先、超过或接近国际水平的科研成果;在核电厂仿真技术领域,开发了具有完全自主知识产权的仿真平台RINSIM、虚拟仿真平台等核心技术在国内处于领先地位,达到国际先进技术水平;在蒸汽发生器研究设计、试验与维修领域,已经形成了覆盖蒸汽发生器研究设计、试验、运行期间的检查维护、老化和寿命管理的全寿期和全范围的技术服务;在核电厂运行评估领域,建立了核电厂运行评估体系与核电厂运行数据库。●核电运行技术服务将成为继核电、核燃料、核技术应用之外集团公司又一个具有竞争力的优势产业,也是国家对应用型科研机构管理体制改革的要求。     

战术导弹电动舵机舱通用化生产线的建设及应用

针对战术导弹型号差异大、电动舵机舱产品尺寸约束及性能要求变化大的问题,上海航天控制技术研究所通过梳理舵机舱产品生产中的共性工艺流程,开展通用化生产线的建设,并将其应用于上海航天技术研究院战术导弹舵机舱批生产中。结果表明,在电动舵机舱调试、筛选和交付测试等生产过程中,通用化生产线能够实现多型号舵机舱的共线生产。     

核电厂鼓形滤网调试问题分析及处理

某核电厂鼓形滤网在核电现场安装完成后的调试运行过程中出现换向器温度、振动异常,联轴器不能满足长期运行的要求,鼓形滤网驱动装置间水汽弥漫等问题。通过对这些问题进行原因分析和处理,确保鼓形滤网安全投入运行。分析处理过程对核电厂同类型鼓形滤网调试、运行、维护具有一定的借鉴作用。     

在役核电厂不锈钢管道对接焊缝质量控制

核电厂的系统设计使用了大量的不锈钢管道,通过不同的焊接接头形式进行管道与管道、管道与设备之间的连接安装。其中不锈钢管道对接焊缝实施难度高,对现场焊接条件要求极为严格,焊接人员需具有高超的技能水平,焊接质量的优劣直接影响核电厂的运行质量。以奥氏体不锈钢为例,通过梳理不锈钢对接焊缝易出现的典型技术难点,结合在役核电厂焊接作业的特点,制定了相应的处理措施。已在多个核电机组的大修现场成功应用,具有良好的推广和应用价值。     

中核集团AP1000在役检查技术在全球首堆成功应用

<正>近日,由中核集团核动力运行研究所自主创新研发的AP1000系列化役前和在役检查技术,在AP1000全球首堆——三门核电1号机组成功应用,成为全球首家全面具备AP1000役前和在役检查能力的机构。核电站役前检查作为反应堆装料前必须完成的工作,是核安全法规要求的重要环节,对于保障核电站设备安全性具有重     

1000 MW核电汽轮机再热阀卡涩原因分析及处理

汽轮机再热阀是汽轮机控制系统的主要控制对象,其控制动态性能、可靠性对核电厂安全运行有重要意义。从伺服阀卡涩、执行机构故障、阀体内部故障等方面入手,分析福清核电厂1#机组汽轮机再热阀卡涩的原因,制定并实施了解决方案,进行了预防性改造。经实践检验,该改造方法行之有效。     

毒物注入阀故障诊断与改进

AOV诊断装置的主要功能和使用方法,作为一种基于状态维修的阀门分析手段在秦三厂毒物注入阀上的诊断与研究。通过测试阀门的开阀时间、排气速度、行程、摩擦力、阀杆应力、内漏等指标,对数据进行分析和诊断,找到阀门开阀时间不能满足设计要求的原因并加以改进。     

核电站主蒸汽隔离阀关闭超时分析及改进

从主蒸汽隔离阀作用原理入手，分析热试期间主蒸汽隔离阀关闭超时产生的原因，通过对排水管线疏通及动态加热排气等辅助手段，使之达到正常工况下的运行参数，保证主蒸汽隔离阀关闭试验的时间要求，满足验收准则，为解决隔离阀关闭超时问题提供经验基础。