压水堆核电机组

摘要： 秦山核电二期是我国自主设计、自主建造、自主运营、自主管理的第一座国产化商用核电站,分两批建设4台60万千瓦级压水堆核电机组。4台机组相继于2002年4月15日、2004年5月3日、2010年10月5日和2011年12月30日投入商业运行,实现了我国核电自主建设从原型堆到商用堆的重大跨越,“一条我国核电自主发展的路子”。

摘要： 通过对某压水堆核电机组安全壳通风隔离阀的开关异常故障进行深入分析,经过两次处理,最终确定根本原因是设备出厂装配时垫片安装位置错误,将垫片重新安装后解决了困扰维修人员近两年的疑难问题。最后明确了该类型阀门检修控制要求。

摘要： 对某压水堆核电机组安全壳通风隔离阀的泄漏缺陷进行深入分析,经过验证,最终确定缺陷的根本原因是非驱动端限位端盖与阀杆限位块接触位置凹陷,是导致内漏缺陷产生的根源,经对凹陷位置进行补焊加工后验证内漏问题得到解决。最后,提出了对同类安全壳隔离阀定期检查的策略,此次原因分析和处理经验可以为其他核电机组同类设备的维护提供借鉴。

摘要： 阳江核电工程是国家“十一五”重点能源项目,是我国核电“规模化、系列化、标准化”发展的标志性项目,同时也是国家唯一“一次核准建设六台百万千瓦级压水堆核电机组”的能源建设项目,是新华社发布的新中国20大工程之一。项目采用我国自主核电品牌CPR1000技术,设备国产化率达到85%。

摘要： 压水堆核电机组具有易超速的特点,来自电网的大扰动会引发机组转速飞升甚至导致堆芯燃料、控制棒组损坏,因此研究核电机组在超速保护控制(overspeed protection control,OPC)作用下的超速特性对保护核电机组有重要意义.通过改变OPC触发信号的来源,或是选择关闭不同的调节阀,可以得到不同的OPC作用方式.由此利用PSASP中的用户自定义模型功能搭建了带有OPC的压水堆核电机组的模型,将核电机组模拟接入广西电网中,仿真分析核电机组在电网发生严重故障时其内部变量的动态特性,并对比不同的OPC方式对于核电机组的保护作用.仿真结果表明:装设OPC有利于核电机组的稳定运行,其中高、中压调节阀同时关闭和功率/转速偏差信号相互配合的OPC能够更好地抑制超速峰值,使机组内部各变量的偏移量减小并更快到达稳定值.

摘要： 国核示范电站有限责任公司(简称“国核示范”)成立于2009年12月17日,由国家电力投资集团公司和中国华能集团出资组建,是国家电投二级单位,负责“国和一号”(CAP1400)示范工程的建设管理和运营。“国和一号”(CAP1400)示范工程是《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020年)》确定的16个重大科技专项之一,CAP1400核电机组是在引进、消化、吸收世界第三代先进核电技术的基础上通过再创新开发出的,具有独立自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。

摘要： 压水堆核电机组动态模型中参数的稳定性和正确性对保证系统的暂态稳定具有重要意义,因此需要设计合适的模型参数评价方法.针对压水堆核电机组动态模型,按照内部物理边界将其分解为多个子模块模型;根据各子模块的微分方程数学模型推导,基于变量偏差的传递函数定性评价参数的改变对各子模块输出变量稳态值的影响;基于参数灵敏度的终值是否为零值和灵敏度指标大小的判定,合理选择参数的获取方案以提高参数获取效率及准确性.采用基于群体最优值摄动的粒子群优化算法获取模型参数,算例结果验证了所提参数评价方法的有效性.

摘要： “国和一号”——CAP1400压水堆核电机组是在引进、消化、吸收先进的AP1000非能动压水堆核电技术的基础上,通过再创新开发出的具有我国自主知识产权的、功率更大的大型非能动先进压水堆核电站。是国家科技重大专项“大型先进压水反应堆和高温气冷堆”项目之一。目前我国计划建设的“国和一号”示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台“国和一号”——CAP1400型压水堆核电机组,设计寿命为60年,净输出电功率达到140万千瓦,是世界上单堆功率最大的非能动压水反应堆。

摘要： 生态环境部副部长、国家核安全局局长刘华4月10日在北京向台山核电合营有限公司颁发了台山核电厂1号机组首次装料批准书。这标志着中法合作的世界首台EPR机组投入运行。 位于广东的台山核电项目是中法两国能源领域的最大合作项目,采用欧洲先进压水堆技术(EPR),由中广核集团建设运行,承担安全责任。项目于2009年开工建设,是继芬兰、法国后,全球开工建设的第三个EPR项目。但这一项目后来者居上,目前已成为EPR全球首堆工程。2018年1月9日,中法两国元首共同出席了台山核电厂EPR全球首堆工程命名揭牌仪式。

摘要： 压水堆核电机组二回路为高温高压的汽水循环回路,二回路管道的腐蚀失效形式主要包括流动加速腐蚀、冲刷侵蚀、高温腐蚀和保温下腐蚀等;本文阐述了核电厂二回路管道的设计运行特点和主要腐蚀失效机理,并选取压水堆核电机组二回路管道典型的腐蚀损伤案例,论述了不同失效形式的形貌、壁厚分布、腐蚀产物特征等.

摘要： 国内核电机组普遍承担基荷,电网对其的网源协调性能要求不高,针对压水堆核电机组原动机及其调节系统的仿真分析模型研究也比较滞后.随着国内压水堆核电装机容量的上升,有必要对压水堆核电机组原动机及其调节系统的仿真模型进行精确化的研究,进一步分析其与电网的交互影响,提高其网源协调性能.本文根据《同步发电机原动机及其调节系统参数实测与建模导则》要求,针对宁德核电站1号机组进行实测建模,测试内容为核电调速系统的控制系统、执行机构、汽轮机等部分,并进行核电机组的负载试验.对于实测控制系统及执行机构的参数,采用matlab搭建的数学模型进行仿真参数的校核,并使用PSD-BPA对汽轮机实测参数进行了辨识.根据实测辨识参数,采用PSD-BPA针对宁德核电1号机组的负载试验实测数据进行了仿真校核,仿真结果与实测数据满足《同步发电机原动机及其调节系统参数实测与建模导则》的要求.仿真结果可以真实体现压水堆核电机组的负荷动态特性,为电力系统稳定计算提供了数学模型及参数,可用于调度安全稳定计算分析.

摘要： 总结了国内外压水堆核电机组参与电网调峰的现状，分析了压水堆核电机组参与电网调峰运行的特性，利用核电仿真模拟软件(PCTRAN)仿真分析了压水堆核电机组在不同功率水平运行的安全性，结果表明，压水堆核电机组参与电网调峰对机组常规岛设备的安全性没有明显的负面影响。研究了核电机组参与调峰对电网的影响，以某电网为例，分核电参与和不参与调峰两种情况，预测了该电网2020年的调峰平衡情况，结果表明，若四台核电机组均以25%的调峰能力参与电网调峰，可满足调峰平衡。

摘要： 针对某工程(百万千瓦级压水堆核电机组),利用FLUENT软件建立自然通风湿式冷却塔的三维分析模型,分析研究了自然风条件下翅片墙对冷却塔热力阻力特性的影响,并对该防护措施进行经济技术分析.当翅片墙的片数为16片时,冷却塔的冷却性能最好;且当翅片墙长度Lc=18.5m时,防护措施动态和静态投资回收年限均最短.在考虑自然风条件下,安装防风翅片墙能够降低冷却塔的出水温度,其主要原因是由于翅片墙降低了进风口阻力.

摘要： AP1OOO是西屋公司开发的一种双环路百万千瓦级的压水堆核电机组,作为新一代核电,常规岛布置厂房布置、电缆及构筑物要求均有别于常规核电工程.结合三门一期工程常规岛电缆设计情况,对AP1OOO机组电缆及构筑物设计特点进行介绍、并针对设计过程中出现的问题,提出优化及改进方案,为以后AP1OO0机组工程的电缆设计工作提供参考.

摘要： SCC36000A型履带起重机应用于重大专项CAP1400型压水堆核电机组大件模块/设备的吊装工作,主要承担蒸汽发生器、反应堆压力容器、钢安全壳、CA01、CA03、CA20、穹顶等约90件核岛大件设备的吊装就位工作.核岛建造高峰期时大件设备吊装密集,SCC36000A型履带起重机在核岛间的转场速度直接影响到大件设备的吊装就位工作.本文主要通过对SCC36000A履带起重机整机结构特点和控制原理,对其行走模式进行分析,为国产3000t级履带起重机提高行走效率、避免自身结构损伤、保证核岛大件设备吊装进度提供参考.

摘要： CAP 1400型压水堆核电机组是在消化、吸收、全面掌握AP 1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组。CAP1400示范工程作为世界首台核电示范机组,其钢制安全壳钢板材料研制应用时间短,板材厚度大,焊接质量控制难度大.本文将以钢制安全壳焊接应用实践为依托,研究其焊接过程控制要素,以期为后续工程项目提供借鉴.焊缝组对调整采用组对器或其他调整工装进行调整固定，定位焊原则采用手工电弧焊，在焊缝清根一侧进行定位焊接。环缝焊接注意事项包括环缝组对调整符合要求后，同时安排多名焊工均布同时焊接。焊接时采用多层多道，正、反面交替，接头错开焊，接头错开不小于30mm等。CV筒体1环焊接完成后，焊缝RT一次合格率超过97%，证明焊接工艺及过程质量控制满足工程需求;同时CV构件整体尺寸测量结果显示，最大焊接变形量为37mm，小于设计要求的1倍壁厚(52mm)，可见，工程现场焊接质量及变形控制是成功的。

摘要： 某核电厂大修期间对二回路部分管线进行了现场壁厚测量,发现主给水调节系统流量调节阀下游水平管线存在壁厚减薄现象。本文利用超声波测厚仪、等离子光谱发生仪、扫描电镜、XRD、ANSYS等设备及分析手段对减薄管线进行了减薄原因分析。测厚结果表明,减薄区域非均匀分布,主要发生在阀后管线上部。宏微观分析表明,减薄部位呈现明显的马蹄坑状。XRD分析表明减薄区表面腐蚀产物为Fe304.以上分析表明减薄是流动加速腐蚀(Flow accelerated corrosion)引起的。利用ANSYS对阀后流体进行分析,主给水在流经流量控制阀后流型发生改变,导致下游水平管道上部靠近阀体部分产生漩涡,增大传至系数,导致FAC的发生。最后,根据分析结果,结合国内外的最新研究进展,对该电厂管道的管理及变更提出了建议。

摘要： 与二代加及以往的核电机组设计不同,第三代AP1000核电机组的蒸发器、稳压器支撑设计结构独特,这决定了AP1000蒸发器、稳压器支撑制造比以往核电机组支撑制造公差要求更高,装配精度更高,焊接变形更难控制.本文重点介绍了AP1000蒸发器、稳压器支撑制造难点,提出解决措施,并介绍了相关制造工艺方案在实际生产制造中的运用.

摘要： 与二代加及以往的核电机组设计不同,第三代AP1000核电机组的蒸发器、稳压器支撑设计结构独特,这决定了AP1000蒸发器、稳压器支撑制造比以往核电机组支撑制造公差要求更高,装配精度更高,焊接变形更难控制.本文重点介绍了AP1000蒸发器、稳压器支撑制造难点,提出解决措施,并介绍了相关制造工艺方案在实际生产制造中的运用.

摘要： 本发明公开一种压水反应堆核电机组出力异常判断方法，包括：获取核电机组当前燃料循环期的出力跟踪数据及历史燃料循环期的出力跟踪数据；基于出力跟踪数据，计算汽轮机当量蒸汽流量、折算至额定热功率下的电功率、折算至104％蒸汽流量下的电功率；根据当前燃料循环期及历史燃料循环期的出力跟踪数据，分别以海水温度和凝汽器蒸汽参数为X轴，分别以折算至额定热功率下的电功率和折算至104％蒸汽流量下的电功率为Y轴，做四张散点图；依据四张散点图，以时间为第三维度，单独或联合地开展纵向对比，即可判断机组出力有否异常，并判断异常发生的区段。

摘要： 本发明涉及一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法及系统，属于核动力工程技术领域。包括数据库服务器、计算服务器、人机接口网页服务器和用户终端浏览器。使用本发明提供的预测系统和方法，根据单台在役压水堆核电机组的可靠性历史数据的统计结果以及今后几年的非计划停运天数和换料大修天数来定量预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数，并定量评价其可靠性。实现了单台在役压水堆核电机组可靠性的计算机在线定量预测和定量评价，使单台在役压水堆核电机组的可靠性处于受控状态，以保证单台在役压水堆核电机组等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求。

摘要： 本发明涉及核电机组控制技术领域，具体涉及一种压水堆核电机组主蒸汽旁路系统的控制方法。针对机组发生甩负荷带厂用电、或甩负荷后汽轮机维持空转等运行工况出现急剧变化时，对核电机组旁路系统提出了一种压水堆核电机组主蒸汽旁路系统的控制方法，使机组快速稳定，实现甩负荷孤岛带厂用电运行或顺利停机，本发明将阀值控制模块和温度控制模块的输出值进行乘法运算得到的结果作为控制旁通阀的开度指令。避免了旁路阀频繁开闭，同时当A/D转换模块II与功率控制模块的输出的差值过大时，阀值控制模块的输出值以台阶数字增大，以此提高旁路阀的开启幅度，有利于二回路主蒸汽压力的控制，防止大幅波动。

摘要： 本发明提供一种压水堆核电机组的蒸汽压力匹配方法、存储介质及核电站，包括以下步骤：S1，建立蒸汽压力匹配监测系统：搭建蒸汽压力匹配监测系统，蒸汽压力匹配监测系统用于测量、比较以及分析蒸汽发生器的出口压力和主汽阀的前压力；S2，制定蒸汽压力匹配优化方式：在每个运行时间阶段中，选用汽轮机的最佳主汽压力设计点，最佳主汽压力设计点使汽轮机在当前运行时间阶段的出力值最大化；S3，调整汽轮机通流能力：对汽轮机的通流结构实施与当前运行时间阶段相对应的改造计划。本发明能够实现在汽轮机的运行寿命周期内蒸汽发生器的出口压力和主汽阀的前压力始终匹配，从而实现压水堆核电机组的全寿命期性能、收益的最大化。

摘要： 本发明公开了一种用于判断压水堆核电机组堆芯装料步序可行性的方法，包括如下步骤：首先对所有堆芯物理位置按装料顺序由小到大进行排序；建立九宫格坐标系，将每一个待判断的燃料组件位置作为九宫格坐标系的中心Mid，并对其方位进行标记；按排列顺序进行对应堆芯物理位置的标记，每次标记后调用关联函数RelatedFunction对相关联的九宫格坐标系进行更新，并且用不同的赋值来区分新燃料组件和旧燃料组件；每一步调用关联函数RelatedFunction后，随即调用判断装料可行性函数EstimateFunction；继续判断第84步E2位置，若存在装载困难情况则进行标记后继续下一步，若不存在装载困难情况，则直接继续下一步。本方法自动判断存在装载困难的燃料组件位置，既解决人为逐一调整并验证装料步序等问题。

摘要： 本发明属于压水堆核电站技术领域，具体涉及一种适用于大型压水堆核电机组的热电水联合系统及生产工艺。本发明中，核电机组一、核电机组二组成核蒸汽供应系统；过热器、蒸汽发生器、除氧器、二级给水加热器、一级给水加热器、二级给水泵、组成工业蒸汽生产系统；除盐水给水泵、给水箱、除盐水设施、海水淡化设施、加热器、调节阀二、调节阀二、海水取水口、海水排水口、备用淡水取水口、生产用水用户构成海水淡化及除盐水供应系统；疏水管线经过调节阀三、调节阀四返回压水堆核电机组凝汽器组成蒸汽凝结水系统。本发明在确保核安全的前提下，使核电机组具备生产工业蒸汽、并通过海水淡化技术生产淡水的能力。

摘要： 本发明公开了压水堆核电机组供热抽汽管道阀门设置与控制系统及方法,其技术方案要点是所述汽轮机高压缸进口与蒸汽发生器出口连接，所述汽轮机高压缸出口与所述汽水分离再热器进口连接，所述汽水分离再热器出口与所述汽轮机低压缸进口连接，所述汽轮机低压缸出口与凝汽器连接，所述凝汽器出口与蒸汽发生器连接；在所述汽轮机高压缸和所述汽水分离再热器之间设置有供热抽汽管道，所述供热抽汽管道连接所述热网加热器，所述供热抽汽在热网加热器内凝结成的疏水回到所述凝汽器。本发明选择高压缸排汽管道上抽汽供热，在抽汽管道上不设安全阀，供热抽汽口的超压保护与汽水分离再热器的超压保护功能合并，保证安全的前提下节省了投资和布置空间。

摘要： 本发明涉及一种压水堆核电机组操作干预水平制定方法，包括：(1)针对一个OIL类别OILa，确认其干预水平；(2)针对核电机组某一类严重事故b，采用其释放源项，计算停堆后时间t的OILa的数值；(3)针对t≤T的多个时间点，重复步骤(2)，得到停堆后时间0～T内严重事故b的OILa的数值计算结果，绘制变化曲线；(4)针对所有严重事故，重复步骤(3)，得到0～T内所有严重事故的OILa变化曲线，以最小包络值为OILa的计算结果；(5)针对所有OIL类别，重复步骤(1)‑(4)，得到OIL计算结果集。该方法将IAEA‑EPR‑NPP‑OILs和我国国标GB18871‑2002相耦合，不仅包括了目前国际上最先进的技术理念，同时符合我国现行标准，能够为压水堆核电厂的应急准备和响应提供支持。

摘要： 本发明公开了一种一机多网压水堆核电机组供热系统，包括核电机组，多个抽汽管道，多个热网和多个换热组件，核电机组包括汽轮机高压缸和凝汽器；每个抽汽管道包括主管段和至少一个抽汽支管，主管段的一端与汽轮机高压缸连通，至少一个抽汽支管的一端与主管段的另一端连通，至少一个抽汽支管的另一端与凝汽器连通；每个热网包括回液管、换热管和供液管，换热管连接在回液管和供液管之间，换热管包括至少一个并联布置的第一换热支管；多个换热组件一一对应地设于多个抽汽支管，且多个换热组件一一对应地设于多个第一换热支管。本发明的供热系统能够避免小型城市的地区热网不能完全消纳压水堆核电的抽汽量的问题。

摘要： 本实用新型属于压水堆核电站技术领域，具体涉及一种适用于大型压水堆核电机组的热电水联合系统。本实用新型中，核电机组一、核电机组二组成核蒸汽供应系统；过热器、蒸汽发生器、除氧器、二级给水加热器、一级给水加热器、二级给水泵、组成工业蒸汽生产系统；除盐水给水泵、给水箱、除盐水设施、海水淡化设施、加热器、海水取水口、海水排水口、备用淡水取水口、生产用水用户构成海水淡化及除盐水供应系统；疏水管线经过调节阀三、调节阀四返回压水堆核电机组凝汽器组成蒸汽凝结水系统。本实用新型在确保核安全的前提下，使核电机组具备生产工业蒸汽、并通过海水淡化技术生产淡水的能力。