125MN挤压机进料控制系统研究与应用

以125MN挤压机为背景,针对原进料控制系统落后,操作强度大,定位精度低等不足,对进料系统进行改造。并分析改造后进料系统工作原理,提出基于Profibus-DP网络的主从控制系统,主从站通讯原理,设计了进料系统状态监控。为了提高进料效率和锭坯定位精度,提出进料系统PID控制策略,建立进料系统PID控制模型,并对关键部分变量泵液压提升机构进行子系统建模。用Simulink对模型进行仿真,得出控制模型在阶跃信号作用下的响应曲线,并分析进料控制系统在实际应用中的响应特性。

基于风险指引型技术的核电厂定期试验监督要求优化研究

核安全重要设备和系统的定期试验属于核电厂纵深防御设计概念的第二层次防线范畴,其目的是通过执行定期试验来发现设备缺陷或潜在的设备问题。因此制定合理的试验周期以及试验策略对核电厂生产计划、设备可靠性以及优化大修工期具有重要影响。本文结合风险指引型技术在国内、外定期试验监督要求中的研究应用情况,提出了风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求试验策略和试验周期优化的方法,并举例对上述方法进行验证。分析认为,风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求优化是一套行之有效的方法,其对于提高核电运营安全性、经济性有着重要的作用,有广泛的应用前景。

CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验周期分析

CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验是为了验证安全壳设备舱门双密封圈的密封性能.RCC-G《核电站土建设计与建造规程》中规定该试验的要求是:"在每次关闭之后,以及至少约每两年一次,在停堆换料时进行".电厂在每次大修中会多次开、关设备舱门,设备舱门双密封圈属于"非能动"设备,是否有必要每次关闭后都进行密封性试验.本文针对每个换料大修的仅存最后一次关闭设备舱门后执行安全壳设备舱门密封试验的可行性进行了详细的安全分析,并结合EDF及美国西屋核电机组的安全壳设备舱门密封性试验执行情况,对CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验周期给出合理的建议.

接管柔性对管道附加载荷及局部应力的影响

以某管道为例,建立三种管道附加载荷计算模型。三种模型中分别不同程度地考虑管道柔性对管道附加载荷和容器局部应力的影响。结果表明,对于刚性较大的管道,在计算中只考虑弯头柔性会使管道附加载荷比实际载荷大很多,导致容器接管局部应力过大;而同时考虑弯头和接管连接处的柔性,既能使管道附加载荷趋于合理,又能保证容器局部应力的安全裕度,是一种快捷合理的计算模型;用有限元软件实体单元的计算分析方法考虑容器和管道的柔性最充分,计算得到的管道附加载荷和局部应力也最精确,但计算难度大。

多段床气化炉高温设备及管道应力分析

利用CAESARⅡ管道应力分析软件对某公司多段分级转化流化床煤气化中试装置核心设备:气化炉、三级旋风分离器、废热锅炉及附属管道进行整体建模与应力分析,比较三种不同管道布置方案的优缺点。按美国ASME B31.3《工艺管道》标准要求及工程实践经验,考虑管道在内压、自重、温度、地震、风载等载荷作用下管道的受力情况,并通过载荷工况的组合作用,得出各个工况下管道的应力分布,确定各弹簧支座的型号,计算管道对设备管口的管道载荷。

风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究

为了提高核电厂的经济性,核电厂通过对运行管理进行优化以提高其能力因子和运行灵活性,如优化大修期间设备检修策略以缩短大修工期。本文引入风险指引型理念对核电厂设备检修策略优化方法进行研究,并以某核电厂的余热排出系统热交换器检修策略调整为例,即内部表面目视检查由当前的每2年一列交叉检查变更为每4年检查顺序检查。使用该方法进行了详细的论证与计算。通过分析认为通过风险指引型技术方法对该电厂余热排除系统热交换器检查策略调整是合适的,能继续遵守纵深防御原则且不挑战核电厂的安全裕量,变更所引入的风险是可接受的。

加氢反应器参数化建模绘图系统的开发与应用

介绍了参数化建模绘图系统的设计思路和开发方法。通过该系统建立加氢反应器参数化模型,实现自动装配,并生成工程图。

热停堆期间实施VVP预暖管操作的热工安全分析

目前主蒸汽系统(VVP)暖管操作安排在零功率物理实验结束后,该操作处于大修关键路径上,某压水堆核电厂考虑在热停堆时进行暖管,这样可以缩短该操作占用大修关键路径的时间,对优化大修工期具有较大的意义。由于并没有相关的实践经验,本文对该核电厂机组热停堆期间进行VVP暖管的可行性进行了工程判断和热工水力计算分析,表明只要采取措施合理控制APG排污量、给水流量、GCTa整定值和VVP主隔离旁路调节阀的开度等是可以满足暖管实施条件要求的,给出了具体的操作建议。同时指出此时暖管是否成功和效率对一二回路参数较为敏感,为了确保控制方式合理,降低风险,了解物理现象,建议实施前根据具体的参数进行热工水力分析。

核电厂安全壳扫气回路投运时间的论证分析

近年来,部分核电厂出现了安全壳内惰性气体含量上升及氧气含量下降的现象,气体浓度超出了人员进入安全壳内工作的国家标准,人员无法进入安全壳内开展工作导致核电机组大修延期,给核电厂带来一定的经济损失。在这种情况下,核电厂通过投运安全壳内大气监测系统扫气回路对安全壳内气体进行吹扫,降低安全壳内惰性气体含量或提升氧含量,以满足人员进入安全壳内工作的国家标准。针对大气监测系统扫气回路投运后对安全壳内惰性气体、氧气浓度变化以及对核电厂第三道屏蔽的影响,本文采用一维解析模型及概率论安全影响分析的方法进行论述,并给出大气监测系统扫气回路投运时间的合理化建议。

核电厂380 V交流电源系统失电风险评价

380 V交流电源系统在核电厂运行中起着重要作用,380 V应急电源系统失电将影响反应堆堆芯安全。采用概率安全分析的方法,对核电厂380 V电源系统失电后果进行分析,定量评价低压交流电源丧失的风险,为核电厂的安全决策提供参考。

RI-ISI方法在核电厂主管道检查中的应用

介绍了风险指引型在役检查(RI-ISI)的应用过程与方法,结合M310型压水堆核电厂机组的研究,说明了RI-ISI在核电厂一回路主管道检查中的应用。分析结果显示,RI-ISI方法识别了之前没有关注到的存在劣化机理的管道,确定了系统管道的薄弱环节,可在保证核电厂安全水平的前提下优化电厂资源配置,降低不必要的焊缝检查数量。

CPR1000延长ILRT周期研究

10 a一次的安全壳整体密封性试验(ILRT)必须占用大修关键路径,时长约100 h。美国94台核电机组已基于安全壳性能评价将ILRT周期延长至15 a。本研究介绍了美国相关安全壳性能评价要求,分析了CPR1000机组延长ILRT周期历史中试验、检查数据的可用性,并以岭澳核电站二期为例计算了延长ILRT周期后的风险,风险增量非常小。结果表明,CPR1000机组基本具备延长ILRT周期的条件。