中核集团首台百万级压水堆核电站蒸汽发生器通过验收

哈锅制造恰希玛核电站二期工程蒸汽发生器胜利竣工

介绍一种采用小焦点γ射线源背投影方法对蒸汽发生器管子-管板焊缝进行射线检查的工艺方法。

相对二代核电产品而言,三代核电主设备因具有复杂的产品结构,对无损检测技术的要求存在一定的特殊性。通过介绍三代核电蒸汽发生器超声检测过程中的典型质量案例,探讨超声检测技术在三代核电应用中的技术疑点,以寻求符合三代核电无损检测标准的超声检测评定方案。

6月18日，由哈锅制造的首台核岛主设备——巴基斯坦恰希玛30万千瓦核电工程蒸汽发生器制造胜利竣工，也标志着哈锅已完全具备自主生产核电蒸汽发生器能力，成功挺进核岛主设备领域并打入国际市场，树立了核电发展新的里程碑，对进一步扩大国内外核电市场具有重要的战略意义。

随着核电站的使用,其安全问题成为使用难点,其中蒸汽发生器的安全可靠性更是难点中的重点。本文根据蒸汽发生器在加工制作的过程中可能出现的质量问题的关键部分,通过射线检测、超声检测对其进行无损检测,并对整体的氦气泄露问题进行检测。

【美国《核子周刊》1995年6月29日报道】今年初,美国缅扬基核电站的工作人员们在用先进的技术对蒸汽发生器检查时,发现蒸汽发生器的管道上存在着比上一次检查多很多的周向裂纹的迹象。然后对少数管道的实际检查后确认大量管道(约300根)存在着裂纹。缅扬基核电公司打算将17000根管道全部加装套管。

介绍一种采用小焦点γ射线源背投影方法对蒸汽发生器管子一管板焊缝进行射线检查的工艺方法。

根据压水堆蒸汽发生器的简化数学模型,将一种模糊控制器的系统化设计方法用于蒸汽发生器水位的控制。该方法将模糊控制器的设计分解为各个独立子系统的线性最优控制器(lqr)的设计,不仅大大简化了模糊控制器的设计,而且能够保证模糊控制系统的渐进稳定性。在快速加负荷和突然甩负荷的仿真实验中,该方法的控制效果在超调和反应速度方面明显优于已有的分层模糊自适应控制,验证了该方法的有效性。

为响应国家大力推进核电站国产化建设的要求，打破国内核电站核二、三级泵之辅助给水汽动泵长期以来依靠进口的局面，杭州汽轮机股份有限公司（htc）、中国核电工程有限公司（cnpe）和上海阿波罗机械制造有限公司（apollo）于2008年3月至2010年6月13日进行了汽动辅助给水泵的联合研制，并已通过国家级鉴定。

快堆电站蒸汽发生器中小泄漏探测系统的设计

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安全注入系统是压水堆核电站的重要专设安全设施,作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故(loca)时,保持堆芯被水淹没,防止燃料包壳熔化;或在主蒸汽系统发生管道破裂事故时,快速注入浓硼溶液,从而使反应堆快速安全停堆,并防止反应堆重返临界。安全注入系统的调试主要通过流量验证的方式,来保证系统运行参数能够满足设计要求。

安全壳喷淋泵是核电站安全壳喷淋系统(eas)的组成部分,通过国内、外安全壳喷淋泵在水力设计、结构设计和各细部设计的对比,分析出核电站核泵研制的新思路。

第三代非能动压水堆核电站ap1000中首次为乏燃料池设置了喷淋系统,在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时,为乏燃料提供冷却。喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有效喷淋流量。设计者应基于喷嘴性能试验结果,根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性,确定喷淋流量、喷嘴数量和布置方式等参数,完成系统设计,提供足够冷却流量。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

核电厂反应堆压力容器(rpv)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,是封闭放射性物质的主要屏障之一,其内部安装反应堆堆芯、堆内构件以及为控制安全运行所需的测量元件或组件。由于设计要求严格,对核电厂建设进度与安全运行具有重要影响,有必要结合实际制造经验,分析和总结rpv关键工艺环节,研究改进方案,提升产品质量与制造效率。介绍了ap1000,m310等核电机组rpv大面积不锈钢堆焊、径向支承块焊接、j形坡口焊接、ω焊缝密封焊、接管-筒体对接焊等关键工序的制造经验,分析了工艺难点,提出了改进方案。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此asme规范第ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。

自然循环在核动力工业中有重要的应用。以ap1000自然循环压水反应堆一回路系统的蒸汽发生器为对象,建立自然循环系统蒸汽发生器倒u型管内单相水回流的数学模型,并进行了计算,得出了蒸汽发生器倒u型管内正流和回流流量、正流管管长和回流管管长分布等。研究结果表明,回流能大幅降低自然循环的重位压头、流量和放热量,不利于自然循环。

螺旋管直流蒸汽发生器(sg)是高温气冷堆核电站的关键部件。为研究sg内氦气、水/蒸汽流动和换热的动态过程,该文建立了sg时域模型并编制了计算程序。其中,水/蒸汽两相流采用一维漂移流模型描述;氦气采用一维、可压缩流动模型描述;两侧流体与管壁的换热系数和流动阻力系数采用经验关系式计算。求解方法采用适用于动态、低速、可压缩流动的压力修正算法,以克服低mach数造成的数值不稳定。采用此模型计算了thtr-300sg温度分布,计算结果与实验结果相比平均温度误差小于10℃。动态计算结果表明,此模型可以捕捉到规律的两相流脉动。利用此模型可以进行sg热工设计、不稳定性分析以及电站系统的工艺设计。

螺旋管式超临界蒸汽发生器是高温气冷堆核电站超临界机组发展中的一个关键设备。为研究高温堆用超临界蒸汽发生器的动态特性,在分析模块式高温气冷堆示范电站(htr-pm)所采用的蒸汽发生器结构的基础上,从设备的工作原理出发,以质量、能量、动量守恒定律为依据,建立了超临界蒸汽发生器的算法模型,并且在北京诺思维信公司研制的vpower仿真平台上进行了图形化建模分析。静态和动态分析的实验结果表明:所建立的螺旋管超临界蒸汽发生器的模型是正确和有效的,能够对进一步研究高温堆用超临界蒸汽发生器的全工况动态仿真提供有益的参考。

本文设计了一种基于运算放大器的新型的水位控制器,该水位控制器利用变压器的电磁变化和传导原理,实现了对电热蒸汽发生器水位的完全隔离的自动检测、报警、控制。实际使用证明:该控制器性能稳定,性价比高,使用方便,可以应用到各种电热蒸汽发生器上面,具有广泛的应用前景。