自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。

高压水射流清洗技术在核蒸汽发生器清洗中的应用

介绍了高压水射流清洗技术在核电站的应用特点,以及高压水射流清洗技术在我国各核电站的应用情况,并指出今后高压水射流清洗技术在该领域发展的方向。

核蒸汽发生器用缓蚀剂的电化学行为研究

近来的研究表明,添加TiO2缓蚀剂能有效减缓蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂(SCC)和晶间腐蚀(IGA)等局部腐蚀,延长蒸汽发生器的使用寿命。本研究以不锈钢为试验材料,对含Ti缓蚀添加剂在热浓碱环境中缓解应力腐蚀开裂的能力进行了初步的电化学研究。结果表明,在热浓碱环境中,含Ti缓蚀剂对不锈钢碱蚀有一定缓蚀效果,而不同浓度的缓蚀剂的缓蚀效果差别不明显。

PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。

ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研究

作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统要求分析,给出了控制系统方案.以此为基础,利用RELAP系统分析程序和控制系统仿真程序MATLAB/SIMULINK,开展了控制系统数值仿真分析工作.仿真结果满足控制系统验收准则要求,验证了控制系统设计的有效性.

高温核动力厂核蒸汽供给系统的比值控制

结合１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）核蒸汽供给系统（ＮＳＳＳ）的控制系统设计，介绍了适合于高温核动力厂核蒸汽供给系统控制的一种新方法──比值控制。仿真结果表明：比值控制使堆芯氦气出、入口温度变化在允许范围内，主蒸汽温度维持为给定值。且一回路压力变化幅度不超过额定值的１０％，对堆内传热及载热能力无影响，因此，对一回路压力可不进行控制，简化了控制系统设计。

基于CFNN的核蒸汽发生器水位控制

鉴于常规的PID控制存在控制对象参数变化时控制参数无法改变的不足,从而根据一个核蒸汽发生器(NSG)的简化数学模型,将一种补偿模糊神经网络(CFNN)用于NSG水位的控制。该网络由于引入了补偿神经元,使网络的容错性更好,系统更稳定。同时在神经网络学习算法中动态优化补偿模糊运算,使网络更适应,训练速度更快。仿真表明,该方法在装置负荷变化时比常规的PID控制方法超调量小,收敛速度快。该网络能在线调整参数,动态优化模糊规则,适于在线学习控制。该控制方法对NSG水位智能控制研究具有一定意义。

高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制方法

高温气冷堆(HTGR)是国际核能界公认的一种具有良好安全特性的堆型,具有第四代核能系统的技术特征,其核蒸汽供应系统(NSSS)复杂的非线性特性,对控制策略的设计提出了挑战。另一方面,T-S模糊控制方法在复杂非线性系统的控制方面存在巨大优势,因此在高温气冷堆核蒸汽供应系统中应用T-S模糊控制方法,可能会获得较传统线性控制方法更好的控制性能。本文提出了一种T-S模糊控制器的系统化设计方法,首先建立高温气冷堆核蒸汽供应系统出口蒸汽温度的T-S模糊控制系统模型;然后基于李雅普诺夫方法,得到T-S模糊控制系统的双线性矩阵不等式(BMI)形式的全局渐近稳定条件;最后通过局部最小化算法求解双线性矩阵不等式,得到T-S模糊控制器的参数。仿真结果表明,按照这一系统化方法设计的T-S模糊控制器较传统的线性PI控制器表现出更好的控制特性。

核蒸汽发生器水位增益调度H_∞输出滑模控制

为了保证压水堆核电站安全运行,将U型蒸汽发生器水位维持在一定水平是非常必要的。由于水位存在"收缩"与"膨胀"的逆动力学效应、随运行功率而变化的动力学特性,使得水位控制变得复杂。在U型蒸汽发生器分段线性参数变化模型的基础上,设计了基于动态补偿的H∞输出反馈增益调度滑模控制器,通过求解线性矩阵不等式,使控制器参数能随反应堆功率的变化而变化。仿真结果表明,所设计控制系统具有较好的鲁棒稳定性和鲁棒性能,综合控制品质要优于传统PID控制方法。

三代核蒸汽发生器汽水分离器制造技术

三代核蒸汽发生器的汽水分离器尺寸和重量较二代加都显著提高,结构和制造工艺复杂、安装精度高、装焊要求高。本文通过对第三代先进压水堆核蒸汽发生器中的汽水分离器制造关键技术进行研究,从机加工技术、叶片压制成型及检测、冷作装配和焊接四个方面入手,通过大量试验、探索、加工模拟件等,分别对旋风叶片、旋风筒组件、一级分离器下段等组件的下料、机械加工、检测、焊接、工装等进行研制。采用创新技术进行加工、检测和装配精度控制,成功实现整套分离器制造。

东方电气取得全国首张核蒸汽供应系统设备制造许可证

2019年1月21日,生态环境部副部长、国家核安全局局长刘华代表国家核安全局,向东方电气颁发了全国首张核蒸汽供应系统设备制造许可证,标志着东方电气成为国内首家具有核蒸汽供应系统设备成套供货资质的装备制造集团。东方电气集团公司党组书记、董事长邹磊代表东方电气接受许可证。

国家重点项目核蒸汽发生器用690合金U形管试制件工艺评审及预制批启动

2012年11月24～25日，国家重点项目核蒸汽发生器用690合金U形管试制件工艺评审及预制批启动会在江苏宜兴宝银特种钢管有限公司隆重举行。核动力研究所、上海电气、钢铁研究总院、宝钢集团、宝钢特材、江苏银环、宝银特种钢管及其他相关单位的领导和专家等参加了此次评审会。

核蒸汽发生器用管道

Sandvik材料技术公司已与法国阿海珐集团（ArevaSA）签订一份多年合同，向其提供核电站用的蒸汽发生器管道，该项合同价值2．56亿美元。阿海珐集团是按照集团的长期发展规划与Sandvik材料技术公司签订该合同的，以便确保能获得急需的管道来满足世界各地对核电站的强劲需求。根据合同条款，Sandvik材料技术公司将在2013年底提供第一批蒸汽发生器管道。

核蒸发器传热管破损的^（16）N监测中K_（12）因子的Monte Carlo数值仿真

核电站蒸发器传热管破损的１６Ｎ监测对核电站运行的安全分析有重要意义。在建立γ光子同物质作用的基本数学模型后，采用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ法分别就直接和间接两种处理方法对ＮａＩ深测器的效率因子Ｋ１２进行了数值计算。计算结果在工程误差许可范围内较好地与文献资料吻合，间接处理所需的时间约是直接处理的１／１４。

核电站是怎样工作的

我国第一座自行设计的秦山30万千瓦核电站投入商业运营,标志着我国进入了核电时代。人们对核电站的工作原理和保障设施很想有所了解。 一、什么是核电站? 与常规火电站不同,核电站中的热能不是燃烧煤、石油或天燃气生成的,而是由原子核裂变释放出来的。释放出的热能在压水型(PWR)反应堆中由冷却水带出后传给二回路水,使水变成蒸汽,然后进入汽轮机膨胀作功,带动发电机发电。

蒸汽稳压器控制系统的仿真研究

介绍了核蒸汽稳压器的动力学模型,分析其在负荷扰动,温度扰动下的动态特性,研究工程实时控制策略,优化控制系统各部件参数.

法国1989年核电工业概况

【法国《核综论》1989年第3期第219页报道】法国的核电工业成功地解决了1973年第一次石油危机后造成的困难。这一全世界公认的成绩使法马通—核蒸汽供应系统的设计者和制造者获得了大部分世界出口市场。

核动力商船的今天和明天

[《欧洲核能》1989年7—3月号第28页报道]核动力用于远洋航行船支的设想与用核反应堆发电的想法几乎是同时产生的。50年代,核动力船的开发工作主要集中在潜艇上,目的是要实现潜艇的长时间航行。50年代末,核商船研制工作开始。60年代和70年代。