从《压水堆蒸汽发生器检查导则》看蒸汽发生器检查的发展

结合新版EPRI《压水堆蒸汽发生器检查导则》的部分内容以及相对早先版本所做的一些改动,论述了蒸汽发生器检查近期的一些最新发展。重点对损伤机理、涡流检查技术和数据管理系统的发展情况做了详细的阐述。

压水堆蒸汽发生器水位的分层自适应模糊控制

针对压水堆蒸汽发生器的水位控制提出了一种分层自适应模糊控制方案。该方案中,2个模糊控制器分层连接,每个模糊控制器均采用典型模糊控制单元,使得模糊规则个数和可调参数个数大大减少,便于在线学习和实时控制。文章分别给出了分层模糊控制器的解析表达式及可调参数的在线学习方法。在压水堆快速加负荷和突然甩负荷的仿真实验中,该方案与PID控制相比,响应快,超调量小,振荡小。

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性。采用可以精确模拟直流蒸汽发生器二次侧水的饱和点、蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界差分法，选用适合各种换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性的物理及数学模型，并编制了计算程序。经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行的计算表明：本程序的计算结果与相应的实验数值及其它计算程序的计算结果相比较，符合很好。

压水堆核电厂蒸汽发生器老化机理及其影响因素

蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应的压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理大纲、实施定期安全审查,进而开展系统的寿命管理起参考作用。

压水堆核电站立式蒸汽发生器水循环的试验研究

本文介绍了在高温高压水试验台上进行的立式自然循环蒸汽友生器水循环性能的半工业性试验,得出了循环倍率、阻力、水血与循环倍率的关系等的试验数据,并与国外核电站蒸汽发生器的水循环试验研究成果作了比较,提出了在结构设计上改进的若干建议。

压水堆核电站蒸汽发生器传热特性的试验研究

本文介绍了在高温高压水试验台上进行的立式U形管管板式蒸汽发生器传热特性的半工业性试验,得出了传热温差、放热系数和传热系数的试验数据,并与设计数据进行了比较。

压水堆核电站蒸汽发生器传热管的检修

文中着重介绍了压水堆核电站蒸汽发生器传热管检修中采用的机械堵管、取管和衬管技术,并对镀镍法和管子部分更换法作了介绍。

压水堆核电站新设计的蒸汽发生器

压水堆核电站已更换和计划更换的蒸汽发生器在逐渐增加,本文介绍美国西屋公司.法国法马通公司,联邦德国的KWU和加拿大的B＆W公司为更换蒸汽发生器而新设计的蒸汽发生器.其设计瞩的在于解决过去发生过的各种传热管破损问题.

俄罗斯100万千瓦压水堆核电站蒸汽发生器的破损及其修理和更换

直至八十年代中期，俄罗斯压水堆核电站卧式蒸汽发生器的运行性能一直良好，传热管比较可靠，而西方国家的立式蒸汽发生器传热管却遇到了许多问题，然而，在１９８６－１９８８９年间，俄罗斯１００成千瓦压水核电站蒸汽发生器的冷联箱不幸出现了裂纹，联箱裂纹长度已扩展到１０００ｍｍ，在运行周期内裂纹扩展速率为６个管间距，到１９９３年７月，８个１００万千瓦核电站里有３３台蒸汽发生器已被更换。

压水堆核电厂蒸汽发生器支承设计及特点

本文描述了压水堆核电厂蒸汽发生器支承的结构,并对蒸汽发生器支承的结构及其设计特点进行了分析。蒸汽发生器支承具有可动性设计、横向支承设计、间隙调整设计等特点。蒸汽发生器支承这种设计特点能够在各种工况下为蒸汽发生器提供有效支承。

压水堆核电站蒸汽发生器的热工水力参数和性能

压水堆核电站蒸汽发生器是连结一、二回路的枢纽，其相关的一、二回路热工水力参数随着核电站功率而变化，因而与核电站的运行方案有关。稳态和瞬态的热工水力参数和性能的分析与计算要采用适当的热工水力分析程序。本文介绍了压水堆核电站的几种运行方案以及典型的蒸汽发生器热工水力分析程序，着重论述了蒸汽发生器的热工水力参数和性能。

600MW压水堆核电站蒸汽发生器国产化问题探讨

本文论述了600MW压水堆核电站蒸汽发生器设计的自主化、材料和制造的国产化.

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。

压水堆核电站蒸汽发生器的更换技术

介绍了压水堆核电站蒸汽发生器更换工程中的主要技术，包括：部分更换和整体更换：旧的和新的蒸汽发生器的搬运；一回路管道的放射性去污；一回路管道的切割；新蒸汽发生器与一回路管道装配时的测量；新蒸汽发生器与一回路管道的焊接等。

压水堆核电站蒸汽发生器水位的MCP-PID控制

针对压水堆核电站蒸汽发生器水位用传统的PI(ZN-PI)控制效果不佳的问题,改用MCP标准传递函数整定的PI控制器方案(MCP-PI)。仿真试验结果表明:相对于传统的ZN-PI控制,MCP-PI控制响应具有超调量较小,鲁棒性好,响应过程更平稳的优点,值得推荐用于核电厂蒸汽发生器水位控制过程。

压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损监测和破裂事故

文中指出,蒸汽发生器排污取样分析及主蒸汽管道外^(16)N 监测是蒸汽发生器传热管破损监测的主要手段。文中还介绍了发生传热管破损后的事故过程及其处理措施。最后对传热管破损事故的审批办法作了介绍.

压水堆立式蒸汽发生器中水滴重力分离的理论研究

本文着重介绍了在压水堆立式自然循环蒸汽发生器重力分离空间里,蒸汽带水过程和水滴的运动轨迹;阐述了水滴重力分离的机理。本文还对不能产生重力分离的细小水滴作了简单叙述。

论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀

合金690抗腐蚀性能优异,但对铅致应力腐蚀较为敏感。作为被广泛应用的压水堆蒸汽发生器传热管材料,合金690的铅致应力腐蚀对核电站安全运行提出了挑战。通过详细介绍铅致应力腐蚀的机理及影响因素,包括铅的浓度、水溶液的pH值、铅的离析作用和化学形式,总结了合金690发生铅致应力腐蚀的特征。分析了合金690在核电站运行中发生铅致应力腐蚀的条件,重点阐述了铅致应力腐蚀的预防措施,并根据核电站当前的运行经验提出了化学控制方面的建议,对压水堆蒸汽发生器铅致应力腐蚀的防护具有实际的参考意义。

压水堆核电厂蒸汽发生器支承设计及特点

蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路的重要设备,可以将反应堆产生的热量传递给二次侧工作介质水,从而使水可以作为饱和蒸汽,确保汽轮机进行有效发电。此外,对具有放射性的回路系统和没有放射性的回路系统起着隔离作用。本文主要阐述了压水堆核电厂蒸汽发生器的大概情况以及支承的结构特征,并且对其设计和特点进行了详细论述。

600MW压水堆核电站蒸汽发生器焊接工艺与焊接材料

介绍了600MW压水堆核电站蒸汽发生器的结构特征和设计参数,简述了蒸汽发生器所使用的主体材料和焊接材料,详细介绍了蒸汽发生器关键接头的焊接工艺。通过介绍,为核电设备制造提供一些工艺技术资料。