检索结果-内蒙古大学图书馆

电力系统装备 2024年第2期 125-127页

作者：牟杨中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

国际上采用M310堆型的压水堆核电厂均存在“死管段”现象,此现象会导致管道内壁和阀门部件严重腐蚀,威胁机组的安全稳定运行。文章对压水堆核电厂“死管段效应”产生严重腐蚀的成因进行分析,并对其腐蚀现象进行研究,针对其内部氧含量导... 详细信息

国际上采用M310堆型的压水堆核电厂均存在“死管段”现象,此现象会导致管道内壁和阀门部件严重腐蚀,威胁机组的安全稳定运行。文章对压水堆核电厂“死管段效应”产生严重腐蚀的成因进行分析,并对其腐蚀现象进行研究,针对其内部氧含量导致的严重腐蚀制订超声检测方案,确保“死管段”内不含氧,避免发生严重的设备腐蚀现象。

关键词：核电站氧含量死管段超声检测腐蚀

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核电厂“死管段”现象CFD研究

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核动力工程 2020年第S01期41卷 46-50页

作者：陈冲王明军田文喜章静秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院西安710049

为研究核电厂"死管段"现象的产生机理,以指导工程上制定解决方案,使用计算流体力学(CFD)方法,采用封闭空间蒸发冷凝模型和Mixture多相流模型,通过求解可压缩控制方程探究死管段内自然对流及两相分布特性。与实验结果对比表明... 详细信息

为研究核电厂"死管段"现象的产生机理,以指导工程上制定解决方案,使用计算流体力学(CFD)方法,采用封闭空间蒸发冷凝模型和Mixture多相流模型,通过求解可压缩控制方程探究死管段内自然对流及两相分布特性。与实验结果对比表明,本研究计算结果与实验结果基本一致;靠近阀瓣上部区域会出现局部的高温,在垂直方向上,温度会呈现较为明显的热分层现象;在加热过程中空泡份额及压力变化趋势基本一致,初始增长较快,最后趋于定值;腐蚀严重区域主要位于蒸汽含量较高、温度较高的区域,尤其是在气液交界面处,具有明显的腐蚀痕迹。

关键词：死管段计算流体力学(CFD) 自然对流两相腐蚀

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基于核安全风险管控策略秦山350Mwe机组一回路死管段研究分析

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新型工业化 2022年第6期12卷 17-21页

作者：徐琳银中核核电运行管理有限公司

严重的死管段现象会成为危害核电机组安全稳定运行的风险，文章对秦山350Mwe机组一回路关键路径可能发生死管段的区域进行全面排查、筛选，并通过对比目前全球核电站处理死管段的方式，对本机组可能发生的死管段现象提出管理策略，旨在... 详细信息

严重的死管段现象会成为危害核电机组安全稳定运行的风险，文章对秦山350Mwe机组一回路关键路径可能发生死管段的区域进行全面排查、筛选，并通过对比目前全球核电站处理死管段的方式，对本机组可能发生的死管段现象提出管理策略，旨在尽量控制风险的发生。同时，我国援建巴基斯坦的C1-C4核电机组与秦山350Mwe机组的设计相似，因此研究本机组死管段筛得出的结论和提出的管理策略对C1-C4机组也有一定的参考效应。

关键词：秦山核电死管段改进筛选

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华龙一号余排吸入口死管段热工水力分析

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科技视界 2021年第21期 16-19页

作者：余小权赖建永张玉龙任云刘航中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计。文章介绍了死管段... 详细信息

为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计。文章介绍了死管段现象及有关堆型的改进情况,考虑到理论计算的不确定性,利用FloEFD计算流体力学软件对余排入口死管段开展热工水力分析,得到死管段内冷却剂的最高温度,验证华龙一号核电机组余排吸入口管不存在死管段现象。

关键词：华龙一号余热排出系统死管段热工水力

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M310压水堆核电机组死管段问题筛查与改进分析

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中国核电 2024年第6期17卷 805-811页

作者：方力谢斌胡则栋忻惠民中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

为了识别M310压水堆核电机组“死管段”问题可能发生的管线位置,经分析确认,层流热传递和湍流热传递是产生该问题的主要原因之一,结合设计结构特点对M310压水堆核电机组的“死管段”问题进行了全面梳理,确定了可能出现“死管段”的位置... 详细信息

为了识别M310压水堆核电机组“死管段”问题可能发生的管线位置,经分析确认,层流热传递和湍流热传递是产生该问题的主要原因之一,结合设计结构特点对M310压水堆核电机组的“死管段”问题进行了全面梳理,确定了可能出现“死管段”的位置,并得到了运行经验的支持,同时提出了5种解决“死管段”问题的方法与思路。

关键词：压水堆死管段层流传热湍流传热

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压水堆核电站RRA"死管段"效应分析及改造

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中国机械 2019年第16期 102-103页

作者：齐渤季明明蒋艺侯志华葛帅中核核电运行管理有限公司浙江海盐 314300

压水堆核电站M310机型,余热排出系统(RRA)入口管道均存在"死管段"现象.此现象会导致该部位管道内壁和阀门部件发生腐蚀,并影响这些阀门的密封性,而且RRA"死管段"现象可能破坏一回路压力边界的完整性,存在较大的安... 详细信息

压水堆核电站M310机型,余热排出系统(RRA)入口管道均存在"死管段"现象.此现象会导致该部位管道内壁和阀门部件发生腐蚀,并影响这些阀门的密封性,而且RRA"死管段"现象可能破坏一回路压力边界的完整性,存在较大的安全隐患.某核电站通过对RRA 入口"死管段"成因机理分析并结合自身机组情况,通过从化学与容积控制系统(RCV)下泄管线引压的方法,消除了该部位"死管段"问题.

关键词：压水堆核电站死管段腐蚀改造

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在役核电厂死管段的技术改造

在役核电厂死管段的技术改造

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中国核学会2015年学术年会

作者：韩健中核核电运行管理有限公司

压水堆核电厂余热排出系统(RRA)的死管段问题是M310机组的共性问题。由于这段死管段的存在,导致管道内壁和阀门部件腐蚀,并威胁了机组的安全稳定运行。而对RRA死管段的技术改造项也是M310机组的重要技改之一。目前国内外M310系列机组主... 详细信息

压水堆核电厂余热排出系统(RRA)的死管段问题是M310机组的共性问题。由于这段死管段的存在,导致管道内壁和阀门部件腐蚀,并威胁了机组的安全稳定运行。而对RRA死管段的技术改造项也是M310机组的重要技改之一。目前国内外M310系列机组主要采用从反应堆冷却剂系统(RCP)引压予以解决。秦山二期1、2、3、4号机组根据机组实际情况和今后的运行管理,提出了从化学与容积控制系统(RCV)引压的改造方案。本文通过对RRA死管段的设计特点、死管段产生原因、改造原理进行介绍。对RCP引压改造方案和RCV系统引压的改造方案进行了详细的分析和对比。通过分析对比,可以看出RCV引压的方案在满足正常运行期间引压功能的同时,还保持了原设计功能,对机组运行的影响最小,较从RCP引压更优。

关键词： RRA 死管段技术改造

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核电厂一回路压力边界死管段止回阀及缺陷管道更换项目可靠性管理

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核安全 2015年第3期14卷 71-76页

作者：李涛邵震黄慧敏张铭刻中核集团三门核电有限公司三门317112 中核集团中核核电运行管理有限公司海盐314300

核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析... 详细信息

核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。

关键词：死管段止回阀应急预案故障树分析鱼骨图可靠性管理

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在役核电厂死管段的技术改造

在役核电厂死管段的技术改造

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中国核学会2015年学术年会

作者：韩健中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

压水堆核电厂余热排出系统(RRA)的死管段问题是M310机组的共性问题.由于这段死管段的存在,导致管道内壁和阀门部件腐蚀,并威胁了机组的安全稳定运行.而对RRA死管段的技术改造项也是M310机组的重要技改之一.目前国内外M310系列机组主要... 详细信息

压水堆核电厂余热排出系统(RRA)的死管段问题是M310机组的共性问题.由于这段死管段的存在,导致管道内壁和阀门部件腐蚀,并威胁了机组的安全稳定运行.而对RRA死管段的技术改造项也是M310机组的重要技改之一.目前国内外M310系列机组主要采用从反应堆冷却剂系统(RCP)引压予以解决.秦山二期1、2、3、4号机组根据机组实际情况和今后的运行管理,提出了从化学与容积控制系统(RCV)引压的改造方案.本文通过对RRA死管段的设计特点、死管段产生原因、改造原理进行介绍.对RCP引压改造方案和RCV系统引压的改造方案进行了详细的分析和对比.通过分析对比.可以看出RCV引压的方案在满足正常运行期间引压功能的同时,还保持了原设计功能,对机组运行的影响最小,较从RCP引压更优.

关键词：在役核电厂死管段技术改造运行管理

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压水堆核电厂安注管线内不凝结性气体聚集现象仿真研究

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核安全 2020年第6期19卷 99-103页

作者：朱光昱全峰阳曾骁元一单中国核电工程有限公司核电安全研究中心北京100840

核电厂发生失水事故和蒸汽管道断裂事故时,安全注入系统用来执行堆芯应急冷却功能。在正常运行工况下,系统将长时间处于备用状态,导致安注管线内易出现不凝结性气体聚集产生死管段,因此,需定期检查安注管线是否处于满水状态。本文基于... 详细信息

核电厂发生失水事故和蒸汽管道断裂事故时,安全注入系统用来执行堆芯应急冷却功能。在正常运行工况下,系统将长时间处于备用状态,导致安注管线内易出现不凝结性气体聚集产生死管段,因此,需定期检查安注管线是否处于满水状态。本文基于流体仿真软件COMSOL建立管道模型,综合考虑温度波动对空气在水中溶解度的影响,对充水管道内不凝结性气体聚集现象进行仿真研究。结果表明,外界温度在一天之内呈现正弦规律小幅度波动时,管道内的空气随温度升高而析出,随温度降低而溶解。约25d后,管道内每天的最大和最小空气体积分数趋于稳定,因此,安注系统管线的排气操作应以不低于每25d一次的频度执行。

关键词：安全注入系统不凝结性气体死管段

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