可倾瓦轴承支承CAP1400转子系统的临界转速计算

针对CAP1400型核电站常规岛主给水泵CAP1400可倾瓦滑动轴承-转子系统安全、平稳运行问题,利用有限元QZ算法计算不同支承工况下的临界转速。首先通过可倾瓦径向轴承运行机理设计五瓦可倾瓦轴承,计算轴承的油膜厚度、刚度和阻尼等非线性动力参数;其次建立轴承-转子系统模型,采用油膜的特性数据求解可倾瓦轴承-转子系统在刚性支承、弹性支承以及"湿态"支承工况下的临界转速;最后对给水泵进行联机试验,采集不同流量工况下轴承不同方位的振动值。结果表明,可倾瓦轴承的油膜厚度和刚度随着转速的增大而增大,阻尼随着转速的增大而减小;刚性支承下的临界转速大于弹性支承,而"湿态"工况下水膜刚度的增加使得临界转速大于"干态"工况下的临界转速,并且远大于实际运行速度;试验测得轴承垂直、水平和轴向方向振动值与振动速度均达到国家标准,轴承进油、回油温度也满足设计要求。临界转速的计算与试验结果为CAP1400常规岛给水泵可倾瓦轴承-转子系统安全平稳地运行提供了设计依据。

CAP1400非能动安全壳整体试验蒸汽供应系统仿真

CAP1400非能动安全壳冷却系统整体试验台架中的蒸汽供应系统为试验提供蒸汽,用以模拟破口事故发生时安全壳内蒸汽的释放情况。本文利用RELAP5/MOD3.3软件建立了蒸汽系统分析模型,开展了试验工况分析,以获得满足试验蒸汽需求时,蒸汽供应系统中关键设备的运行参数,为试验控制系统的设置提供依据和参考。

CAP1400核电站非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究

CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究针对CAP1400的非能动安全壳冷却系统,设计并建造了非能动安全壳冷却系统综合性能试验平台(Containment safety vErification via integRal Test facility,CERT),开展了试验研究。对CAP1400非能动安全壳冷却系统综合性能试验验证需求,试验装置的设计特点、研究内容及代表性的试验结果进行了介绍。通过PCS综合性能试验的开展,研究了非能动安全壳冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。

CAP1400汽轮机低压转子锻件超声检测分析

针对CAP1400汽轮机低压焊接转子锻件超声检测要求与行业标准要求进行对比分析,并提出了具体的检测程序,明确了相关技术参数和扫查要求。

基于C#的CAP1400核能发电机励磁系统人机界面程序开发

本文介绍了东方电机控制设备有限公司承担的国家科技重大专项"先进压水堆及高温气冷堆"子课题"CAP1400半速汽轮发电机励磁系统"中人机界面程序的开发。利用Visio Studio平台C#编程,实现了机组运行状态监视、操作控制、参数修改、事件记录、试验录波、故障录波、权限管理、语言切换等功能。

国产化控制系统平台在CAP1400核电站样机中的应用

核电站数字化仪控系统是整个核电站的"神经中枢",标志着一个国家在大型核电装备领域的现代化程度,长期以来中国在这一领域的产品绝大部分依赖进口。若国产化的平台升级改造完成,我国的三代核电站在控制系统上将彻底摆脱现有被国外垄断的局面,并且大大降低控制系统的投入成本。成本的降低、技术和可靠性提高使得后续机组都会采用该控制系统平台,并使其成为一个标准设计。完成升级改造后,其生产制造收入和国家所省下的投入被计算为经济效益时是不可估量的。

五瓦可倾瓦轴承-转子系统临界转速的研究

针对CAP1400常规岛给水泵轴承-转子系统模型,设计了五瓦可倾瓦滑动轴承,利用得到的轴承油膜动力特性系数来求解不同支撑工况下的临界转速,并通过给水泵热态联机试验测试轴承的振动特性.结果表明:可倾瓦轴承刚度和阻尼系数随着转速变化而呈现不同的特性;刚性支撑下的临界转速大于弹性支撑下,而"湿态"工况下水膜刚度的增加使得临界转速大于"干态"工况下,并且远大于实际运行转速;试验测得轴承垂直、水平和轴向上振幅与振动速度均满足国家标准要求.

CAP 1400核电厂堆芯钒自给能中子探测器设计与验证

本文针对国产钒自给能中子探测器本体材料选择、加工制造测试技术要求和中子性能指标等,通过相关性能试验、型式鉴定试验和反应堆堆上试验测试,验证确认国产钒探测器满足设计要求。

CAP1400核电汽轮机抽汽参数优化研究

阐述了CAP1400核电汽轮机热力系统热耗值计算分析的关键点和迭代计算方法,针对热力系统分缸压力及抽汽压力的优化设计,提出了基于模式的搜索算法的热力系统设计优化。对CAP1400核电汽轮机热力系统各段抽汽参数进行了各个单参数优化、多参数组合优化、全参数优化,在满足制造厂相关约束条件的前提下,可显著降低热力系统的设计热耗值。

堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件的研制

为了实现关键仪表设备国产化,研制了国产化的堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件,并根据设计院提供的技术参数进行了产品的设计。采用试验法对产品进行验证。试验包含热老化、辐照老化、振动老化、抗震试验、设计基准事故试验、严重事故试验等项目。试验产品顺利通过了所有试验。该组件的成功研制解决了国内缺少堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件的问题,为CAP1400堆芯仪表系统成套设备矿物电缆组件的供货提供了保证。

核电厂棒电源系统停堆功能的接口设计

为解决核电工程项目中因系统接口不明晰而可能造成的安全风险及工程进度延误等问题,以第三代国产化核电堆型CAP1400示范工程为例,着重解决了与棒电源系统实现停堆功能相关的接口问题。简要介绍了核电厂棒电源系统的基本结构和功能需求,给出了CAP1400数字化仪控系统的总体结构,并重点描述了棒电源系统(RDPS)、多样化驱动系统(DAS)、主交流电源系统(ECS)、电厂控制系统(PLS)、地震自动停堆系统(ESS),包括仪控系统的层级分布、接口功能实现原理及设计特点等。总结了第三代核电堆型CAP1400棒电源系统停堆功能的多样性和冗余性等特点。该设计保证了RDPS停堆功能的安全、可靠运行,并为后续核电项目的接口设计及管理提供参考。

核电常规岛给水泵CAP1400转子动力学分析

针对常规岛给水泵CAP1400可倾瓦滑动轴承-转子系统安全、平稳运行问题,利用有限元QZ算法计算不同支撑工况下的临界转速。首先设计五瓦可倾瓦轴承,计算了轴承的油膜厚度、刚度和阻尼等非线性动力参数;其次,建立轴承-转子系统模型,采用油膜的特性数据求解可倾瓦轴承-转子系统在刚性支撑、弹性支撑以及"湿态"支撑工况下的临界转速;最后,对给水泵进行联机试验,采集不同流量工况下轴承不同方位的振动值。结果表明:可倾瓦轴承的油膜厚度在0.04-0.05 mm之间,刚度随着转速的增大而增大,而阻尼反之;刚性支撑下的临界转速大于弹性支撑,而"湿态"工况下水膜刚度的增加使得一阶临界转速在8 100-8 777 r/min之间,远大于实际运行速度;试验测得轴承垂直、水平和轴向上振动值与振动速度均满足国家标准。临界转速的计算与试验结果为CAP1400常规岛给水泵可倾瓦轴承-转子系统安全平稳地运行提供了设计依据。

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。

CAP1400反应堆保护系统定期试验方案研究

CAP1400反应堆保护系统是基于NuPAC?平台的数字化安全系统,因采用FPGA技术,系统的确定性、可靠性和安全性提高。按照法规和标准的要求,反应堆保护系统要进行定期试验,以验证其功能能够正确执行。本文研究了CAP1400反应堆保护系统的定期试验方案,并对比分析了其它核电厂定期试验的执行情况,对CAP1400反应堆保护系统定期试验提出了优化建议,也为其它核电厂的保护系统定期试验方案的设计提供参考和借鉴。

核电站堆外核测探测器组件燃耗计算

针对CAP1400核电站堆外核测探测器组件在反应堆满功率运行条件下,基于热中子灵敏度材料燃耗方程推倒计算公式,分别计算了设计寿命内和满足累积剂量条件下的探测器的燃耗,计算了探测器灵敏度下降1%时对应的寿命。得到NIS探测器30年设计寿命的燃耗计算结果,满足设计要求。可为探测器的研制和核电站运维提供理论指导。