安全壳隔离阀用驱动装置的研发

为了克服现有安全壳隔离阀没有一款成熟的驱动装置的问题,本文提出了驱动装置整体设计结构,详细阐述了该驱动装置的工作特性、结构原理和设计原则。并结合DN1000安全壳隔离阀实例,进行了静载和端部加载的详细计算。根据核安全规范抗震I设备的抗震试验要求,利用抗震试验台、工装和千斤顶进行了抗震试验,验证了其可靠性、完整性和可运行性。试验结果表明含有本设计的驱动装置的安全壳隔离阀的固有频率、振动老化、地震试验和端部加载的测试均符合抗震鉴定要求,并取得了满意的效果。同时,该方案提供了核电站安全壳隔离阀配套用驱动装置的结构思路的有益借鉴。

反应堆通风系统安全壳隔离阀故障期间安全壳内部压力的控制方式

重水反应堆CANDU6机组在反应堆厂房通风系统的入口安全壳隔离阀缺陷处理期间,由于安全壳内设备仪用压缩空气的持续使用,必将导致安全壳内压力持续上升,压力持续上升会闭锁应急供水系统向蒸汽发生器(SG)应急补水功能,触发安全壳隔离系统自动动作关闭安全壳隔离阀,甚至因安全壳高压力触发停堆保护系统动作,所以此时安全壳内部压力降压控制是必须考虑的首要问题。对可用于安全壳内降压的四种方式进行了详细论述,对分别使用反应堆安全壳厂房排放机、重水蒸汽回收系统的压差控制风机采用间歇运行和连续运行策略的分析论证,提出了较为合理可行的反应堆安全壳降压手段,为某核电厂重水堆今后出现类似的缺陷时,提过了科学、合理可行的安全壳内部降压方案。

核电厂反应堆功率运行工况下安全壳隔离阀泄漏对安全壳密封性影响的评价方法研究

核电机组安全壳内、外侧机械隔离阀的密封性直接影响到反应堆第三道屏障的完整性,测量或评估安全壳隔离阀的密封性是核电厂安全监督的一项十分重要的工作。一般情况下都会在机组停堆检修期间,用仪器设备直接对其进行有计划的系统性的测量,但在反应堆功率运行工况下,由于不具备直接测量的条件,如何准确评估安全壳隔离阀的密封性变得十分棘手。文章提出了一种在反应堆功率运行工况下对安全壳隔离阀泄漏率进行测量的方法,进而分析其对安全壳完整性影响,并以核取样系统(REN)安全壳隔离阀REN121/131VP为例说明该方法的具体应用,为今后处理类似问题提供了一种思路。

安全壳隔离阀检测和研究

介绍了安全壳隔离阀试制过程中试验的分析与检测。

某国产核电厂安全壳隔离阀内漏分析及改进

本文分析介绍了某国产核电厂核岛安全壳通风系统安全壳隔离阀的功能、结构,对起阀门密封作用的各零部件做了详细的介绍,结合出现的阀门内漏故障,分析阀门内漏原因、处理方式,并介绍改进措施。

安全壳隔离阀密封性试验方法分析

机械贯穿件作为安全壳的一部分,构成反应堆第三道安全屏障,设置在其内外两侧的安全壳隔离阀的密封性能关系到整个反应堆的安全,是核电站安全稳定运行的重要保障之一。安全壳隔离阀密封性试验是核电机组在役大修期间的重要试验项目,结合试验实例对试验的原理和方法进行了阐述、分析。

EBA系统安全壳隔离阀安装质控要点

压水堆核电站中,EBA(安全壳换气通风系统)主要作用为在反应堆停堆期间,为维修操作人员提供一个合适的环境温度,将反应堆内排出的空气排至电厂烟囱。EBA系统中含有八个质保等级为Q1级、核安全等级为2级的安全壳隔离阀,这八个阀门安装质量影响着整个系统的运行质量,本文重点从安装质控角度论述其质控工作要点。

“华龙一号”安全壳隔离阀的阀腔打压密封性试验方法

安全壳隔离阀作为核电厂第三道安全屏障的重要组成部分,用于实现事故工况下贯穿安全壳的:工艺管线的隔离,其密封性对于防止事故工况下放射性物质向环境的释放至关重要。为保证安全壳的密封性,在建造完成后首次装料前及装料后的正常运行期间,均需对安全壳隔离阀的密封性进行检查。基于"华龙一号"的安全壳密封性试验需求,给出一种安全壳隔离阀的阀腔打压密封性试验方法。该方法以单体阀门为试验对象,通过阀门上的吹扫孔,在安全壳隔离阀的阀腔内建立隔离边界,试验过程相对于常规的安全壳隔离阀密封性试验方法大为简化。对于"华龙一号"装料前的调试及定期试验期间安全壳隔离阀的密封性试验,具有很大的应用价值。

核电厂轴流式止回阀作为安全壳隔离阀的定期试验问题分析和应对措施研究

某核电厂的安全壳隔离阀在设计上采用了较多的轴流式止回阀。这些轴流式止回阀具有转换关闭和保持关闭的安全要求,需要定期的执行安全壳泄漏率试验和动作试验来验证其执行核安全功能的能力。如果在机组运行期间执行的定期动作试验不合格,将会导致进入技术规格书限值,严重情况下需进入安全壳厂房内进行维修。如果在机组大修期间执行的定期动作试验或安全壳泄漏率试验不合格,将会导致机组不能升功率。该核电厂1号和2号机组在调试期间和运行初期出现多次轴流式止回阀定期动作试验和泄漏率试验不合格问题。本文主要通过对其1、2号机组轴流式止回阀的历次试验数据进行分析,提出解决轴流式止回阀定期试验不合格问题的措施,希望能为此类型止回阀的在役试验管理和维修工作提供借鉴。

“华龙一号”安全壳隔离阀的结构特点及监造要点研究

通过对“华龙一号”安全壳隔离阀结构特点和功能要求的分析,归纳出安全壳隔离阀质量控制的重点和关键工序,提出质量计划控制点设置建议,为更好地实施核电设备监造,提高核电关键设备监造水平、保证设备质量提供参考。

AP1000安全壳隔离阀无法开启问题原因分析

安全壳是核电站防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,技术规格书要求核电站所有的安全壳隔离阀必须是可运行的。三门核电一期工程安全壳净化系统使用的安全壳隔离阀为十六英寸的气动蝶阀,在阀门动作期间偶发性出现无法开启的问题。本文针对阀门不能开启的问题进行原因分析,并提出相应的处理措施,以期提升阀门可靠性保障阀门启闭功能可用。

关于安全壳隔离阀内漏故障的分析与处理

针对某安全壳隔离阀内漏的缺陷,分析了阀门结构及关闭动作时各部件动作情况,对内漏故障点进行了全面梳理。通过分析历史资料,运用逻辑判断、现场验证等方法,对故障点进行逐一判断。最终定位了故障部件,并成功消除故障。为今后对该型阀门的预防性大纲的修订提供了参考。

核电厂安全壳通风隔离阀多次开关故障治理

通过对某压水堆核电机组安全壳通风隔离阀的开关异常故障进行深入分析,经过两次处理,最终确定根本原因是设备出厂装配时垫片安装位置错误,将垫片重新安装后解决了困扰维修人员近两年的疑难问题。最后明确了该类型阀门检修控制要求。

核电厂安全壳通风隔离阀异常泄漏治理

对某压水堆核电机组安全壳通风隔离阀的泄漏缺陷进行深入分析,经过验证,最终确定缺陷的根本原因是非驱动端限位端盖与阀杆限位块接触位置凹陷,是导致内漏缺陷产生的根源,经对凹陷位置进行补焊加工后验证内漏问题得到解决。最后,提出了对同类安全壳隔离阀定期检查的策略,此次原因分析和处理经验可以为其他核电机组同类设备的维护提供借鉴。

安全壳隔离蝶阀检测

介绍了安全壳隔离蝶阀的结构和性能,论述了试制过程中试验的分析与检测。

华龙一号余热排出系统破口事故分析

余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统。在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全。本文针对华龙一号余热排出系统在接入阶段发生破口的事故进行分析,尤其针对余热排出系统与一回路相连的管线发生不可隔离的破口和余热排出系统在安全壳外的管线发生破口两种典型事故进行分析。通过计算余热排出泵的有效汽蚀余量并分析评估安全壳外破口有效隔离措施,论证了华龙一号余热排出系统设计方案能够应对破口事故,并保证对一回路堆芯的有效冷却。

VVER核电机组主给水系统水锤分析

对核电厂主给水系统水锤现象的主要成因进行理论分析,针对VVER核电机组典型二回路主给水系统,使用AFT Impulse软件进行建模与计算,分析核岛安全壳隔离阀关闭时间与主给水泵事故停运对管系内水锤强度的影响规律。结果表明,在安全壳隔离阀快速关闭的瞬态过程中,阀门入口的压力峰值和水锤力峰值均出现在阀门完全关闭时刻,且随关阀用时减小而增大;停运泵出口管道和给水母管的水锤力较高,但经过应力计算校验,管系能够承受瞬态力的影响。结合模拟计算结果,针对VVER核电机组主给水系统的设计压力选取、阀门选型、管系应力分析等相关工程问题,给出了合理化建议。