核电站凝汽器瞬态分析及控制逻辑优化

某核电项目由于汽轮发电机组、凝汽器弹性支撑、汽轮机旁路蒸汽全部排至凝汽器等选型设计方案变化,技术上较CPR1000核电典型设计存在明显差异,原有CPR1000“凝汽器故障”、“凝汽器不可用”逻辑控制技术方案需要设计优化。通过分析该核电项目技术方案,计算、分析汽轮机跳机、核岛反应堆紧急停堆、旁路系统闭锁等工况下凝汽器参数变化规律,研究满足此项目核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决主蒸汽系统、反应堆冷却剂系统管道瞬态工况下超压的设计问题。

10 kV补偿电容器电压不平衡导致保护跳闸的原因分析

介绍了邯宝能源中心原料变电站10 kV新投运电容器的运行方式、保护配置情况,通过1#电容器035开关不平衡电压保护跳闸分析,找出了原料站新投运电容器不平衡电压跳闸的原因——电抗器电抗率选择不合适,不能够抑制3次谐波;以及电容器在安装时容量没有均衡分配,导致电容器出现过电压而击穿一个电容器,进而形成三相电压不平衡。针对以上问题提出了解决方案,后期运行良好,没有出现相同的故障。

方家山核电厂手动停堆控制回路分析与优化

基于某核电机组满功率运行期间因手动停堆控制回路短时失效造成反应堆意外停堆的事件,对方家山核电厂两台机组的手动停堆控制回路设计原理及现状进行分析,对于可能出现的隐患提出改进与优化措施,并对相关方案进行概率计算与可行性分析,在不影响设计基准和安全准则的情况下,提高方家山核电机组手动停堆控制回路的可靠性,有助于整体提升机组的安全稳定运行。

“华龙一号”功率量程中子注量率变化率高停堆功能优化研究

功率量程中子注量率变化率(dφ/dt)高保护功能为控制棒失控下落或弹棒事故提供保护,但在正常运行瞬态中,其停堆裕量也相对较低,存在误触紧急停堆的风险。本研究基于对第三代核电“华龙一号”功率量程中子注量率变化率(dφ/dt)高保护功能逻辑和定值的分析,以及对正常运行瞬态过程中子注量率变化率(dφ/dt)、主泵转速和冷却剂平均温度变化特性的研究,提出了冷却剂平均温度修正通道的优化方案。通过系统程序进行建模和模拟,计算结果验证了优化方案的可行性与有效性。优化方案可用于“华龙一号”的持续改进和后续机组,可避免在调试试验、定期试验以及突发的正常运行瞬态中误触紧急停堆的风险,有利于提升核电厂运行的安全性和经济性。

秦山核电二期工程P4信号误触发的原因分析与改进

对秦山核电二期工程反应堆保护系统停堆断路器的功能及组成、工作电源、P4阈值继电器及定期试验等方面进行论述,分析了秦山核电二期工程的P4信号(停堆断路器打开)存在的误发风险,如RPR 005UD丧失、接触不良、端子松动等都将误发P4信号。P4信号是贯穿于一、二回路之间的关键信号,对确保机组的安全运行至关重要。由于误发P4的可能性客观存在,因此针对如何应对虚假信号,提出了改进建议。

停堆断路器T3响应时间超差问题分析与处理

介绍了某核电机组停堆断路器T3响应时间超差问题的分析和解决过程。通过现场测试和工厂测试,分段排查控制棒驱动机构动力电供电回路上各主要环节对T3响应时间的影响,并结合设计原因分析,确定了T3响应时间超差的原因是动力电失电过程中主电源插件电容反向放电导致供电电压下降缓慢。考虑上游动力电供电设计的变化及主电源插件中滤波网络环节的电气特性,通过在主电源插件中增加二极管以消除滤波网络中电容对设备失电响应造成的延迟,经改造后现场重新试验验证合格,表明改造方案有效,保障了设备的可靠性和安全性,相关经验反馈也值得后续机组借鉴。

重水堆核电站汽机主跳闸电磁阀故障分析与诊断

主要论述了主跳闸电磁阀故障的分析与诊断,并提出改进建议。结合某电厂700MW汽轮机试验过程中多次出现的阀体卡涩现象,对控制逻辑和系统工艺也进行简略概述。本文论述的对象是TOKYO公司制造的串联级主跳闸电磁阀,其广泛应用于电力行业。对主跳闸电磁阀的典型故障分析研究,具有较高的实践和参考意义。

220 kV线路并联电抗器工程应用研究

随着城市输电系统逐步从架空线路向电力电缆方向发展,较多的220 kV线路需要配置并联电抗器以补偿线路过大的容性充电功率。考虑到目前国内220 kV线路加装并联电抗器的相关工程实践较少以及设计和施工方案缺乏明确的经验借鉴和技术指导的现状,文中结合实际工程案例,详细介绍了220 kV线路并联电抗器的工程设计原则、技术要点及运行注意事项等;对相应保护配置、启失灵和解复压回路设计以及远方跳闸功能实现等相关技术难点进行深入分析并提出相应解决方案。对指导工程现场设计施工和促进电网安全、规范运行具有重大应用意义和工程价值。

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小。

核电站重要敏感性设备分析

核电站重要敏感性设备管理是国内首次采用归纳法和演绎法对核电站重要敏感系统和设备进行识别和设备分级的一种新方法。目标是为了找到导致反应堆紧急停堆、强迫停机和非计划跳机跳堆风险的主要部件 ,并采用 80 - 2 0的原理进行有效的管理 ,建立有效的风险管理 (预防、探测、改正行动 PDC ,Prevention/Detec tion/Correction)大纲和PDC管理数据库 ,并对大部分的重要敏感设备的子部件进行的FMEA(FailureModeandEffectAnalysis)分析 ,识别其失效机理 ,从而确定重要敏感设备清单和预防跳机跳堆的改正行动 ,减少未来由于设备失效导致的跳堆次数 ,达到提高核电站的设备可靠性、安全性和经济性的目的。

带并联电抗器输电线路三相跳闸后的模电流频率分析

利用瞬时性和永久性故障时故障端口的边界条件,由相模变换得到了时域和复频域的复合模网络,进而分析得到了并联电抗器模电流中的低频振荡频率。理论分析及仿真表明:在两侧全跳闸之前,并联电抗器模电流中存在工频分量;两侧均跳闸后,工频分量消失。此后,若该故障为永久性,并联电抗器模电流的振荡频率与故障类型有关,可能不存在低频成分,或者含有1种甚至2种低频成分;若该故障为瞬时性且故障点已熄弧,并联电抗器各模电流仅含1种低频成分;不同故障性质下的振荡频率基本不受故障位置和过渡电阻的影响。该分析结果可用于构造基于并联电抗器模电流频率特性的三相重合闸故障性质识别判据。

WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果。

中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析

为检验中国实验快堆(CEFR)发生1台一回路泵切除事件时的安全性,拟在CEFR上进行试验验证。为确保试验的安全性,利用系统分析程序OASIS对试验过程进行了模拟,并对试验可能存在的风险进行了分析。计算结果表明:按照试验步骤进行操作不会对反应堆安全构成威胁;试验初期存在一些风险,源于主热传输系统各回路的流量不匹配问题,可能会对设备产生较大的热冲击。

核电厂手动停堆控制回路设计分析与改进研究

某核电机组满功率运行期间手动停堆控制回路短时故障失电,触发反应堆控制保护系统A列所有停堆断路器全部断开,所有控制棒失电落入堆芯,导致反应堆非计划停堆。对此次事件中手动停堆控制回路的故障原因进行了分析介绍,并结合对比国内其他堆型核电机组手动停堆控制回路设计原理,分析说明了该核电机组手动停堆控制回路存在的设计缺陷,提出优化改进方案。

核电站数字化反应堆保护系统停堆响应时间分析

为了评价出核电站数字化反应堆保护系统停堆响应的最大时间,根据数字化反应堆保护系统结构,分析出保护系统的响应过程须经过AI输入、IO总线通讯、CPU运算、网络通讯、DO输出处理。并基于DCS定周期扫描的运行方式,得出了各处理过程所需最大响应时间的计算方法,DCS停堆响应时间的评价值就是各部分最大响应时间的累加。最后提出了可缩短响应时间的改进方法。

日本文殊快堆紧急停堆后堆芯出口腔室瞬态工况模拟研究

基于日本文殊快堆停堆实验数据,完成了文殊快堆上升桶通流孔结构分别为直角、圆角下堆芯出口腔室内较完整的热分层进程模拟,并从热分层的形成、界面上升速度、温度梯度及通流孔钠流量比率等方面对热分层特点进行深入分析。结果表明,数值模拟结果与实验结果符合较好,在一定条件下,数值模拟可很好地预测钠冷快堆内整体热工水力行为。本文结果为建立一套用于预测钠堆内复杂瞬态工况的数值模拟方法积累了经验。

并联高抗对稳控装置线路跳闸判据的影响及定值整定

交流线路的跳闸判据在各级电网的安全稳定控制装置中得到了广泛应用,跳闸判据的准确性不仅依赖于判据本身设计的可靠性,还与二次回路的正确设计和定值的正确整定密不可分。以实际工程为例分析了并联高抗对于稳控装置跳闸判据和定值整定的影响,提出了包括输电线路的二次回路设计方案及定值计算、整定方法在内的解决办法,并通过工程实例进行了说明。

并联电容器谐波放大引起的10kV线路断路器跳闸事故的分析

针对某变电站10 k V馈线经常发生跳闸的情况,通过分析,认为其跳闸的原因是由于无功补偿装置中并联电容器组的串联电抗器参数设置不合理,在电网中的非线性负荷产生的谐波作用下,引起了并联电容器组的高次谐波电流放大而导致断路器跳闸,根据实际情况提出了解决的方案。

AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。

停堆保护系统可靠性指标分配测算

通过研究工业领域常用的可靠性指标分配方法,结合新堆的设计特点,确定了适合的可靠性指标分配方法。利用比例组合法和专家打分法将新堆的堆芯损坏频率(CDF)分配到停堆保护系统。通过分配测算,停堆保护系统的可靠性指标达到8.83×10^(-5)即满足安全目标要求。