MSIV先导阀无法开启故障分析及改进研究

针对田湾核电站主蒸汽快速隔离阀的电磁先导阀无法开启的故障问题,对电磁先导阀的弹簧力、电磁执行机构的电磁力等方面因素进行了全面的分析。通过直动式电磁铁静态特性试验获取了电磁执行机构的电磁力与工作气隙的关系,结合电磁先导阀机械行程与电磁执行机构行程匹配设定方法、电磁执行机构的温升特性以及环境温度,对电磁执行机构工作性能影响进行了多方面的改进试验,并进行了改进后的温升试验及额定工况的运行试验验证。研究结果表明:通过减小电磁执行机构工作气隙和降低电磁执行机构工作温度,电磁先导阀的开启可靠性得了到大幅提高,改进后的电磁先导阀未再出现无法开启或开启一段时间后意外关闭故障。

核电主蒸汽阀站中电磁先导阀的动态响应仿真研究

针对核电主蒸汽阀站中关键部件之一——大气释放阀前置隔离阀在实际工况中常出现响应超时的问题,采用数值仿真软件Fluent中的动网格以及用户自定义函数技术,对控制其启闭过程的电磁先导阀动态响应过程进行了研究。首先,研究了电磁先导阀中先导结构的动态响应过程以及阀杆的受力情况;然后,研究了电磁先导阀中主阀的动态响应过程以及主阀泄压时阀内的压力和速度分布情况;最后,综合两个动态过程,分析了电磁先导阀整阀的运动时间。研究结果表明,电磁先导阀的运动时间为8.5 ms,其中先导结构的运动时间占比较小,85%的时间集中在电磁先导阀主阀动作过程。该研究结果可对前置隔离阀响应时间的优化提供参考。

主蒸汽隔离阀驱动装置快关时间预测模型研究

主蒸汽隔离阀是保障核电站安全运行的关键设备,其快关时间是用于衡量主蒸汽隔离阀驱动装置最重要的动作性能指标之一。为了实现对主蒸汽隔离阀快关时间的快捷计算,在驱动装置系统仿真的基础上引入回归分析技术,提出了一种快关时间预测模型研究方法,为国产化研发提供参考。基于主蒸汽隔离阀驱动装置的系统仿真结果建立了单/双通道快关时间的预测模型,并采用测试数据对预测模型的可靠性和准确性进行了验证,结果表明提出的预测模型可以实现单/双通道快关时间的准确预测,其中,单通道快关时间预测误差不大于5.86%,平均预测误差为2.82%;双通道快关时间预测误差不大于5.80%,平均预测误差为2.77%。

概率安全评价在主蒸汽隔离阀试验周期优化中的应用

定期试验是为了确保核电厂构筑物、系统和设备的可靠性和可用性而设定的一项重要活动,而过于频繁的定期试验反而有可能会降低核电厂的安全性,同时又加重核电厂不必要的负担。概率安全评价技术已经在核工业界得到了广泛的应用,概率论与确定论相结合的风险指引型技术可以用来优化核电厂的定期试验周期,在保障核电厂具备足够安全性的前提下,够优化核电厂资源配置,提高监管和核电运行效率。本文基于美国核管会(NRC)的一系列导则,对方家山核电厂主蒸汽隔离阀部分关闭定期试验周期优化进行分析。分析表明,方家山主蒸汽隔离阀部分关闭定期试验周期从1个月延长至3个月是可行的,并最终到国家核安全局的批准。

主蒸汽隔离阀管系振动与噪声分析

采用有限元法模拟主蒸汽隔离阀内三维湍流非定常激振特性以及管道结构模态和阀腔声学模态,基于时均化流场计算和大涡模拟2种途径,寻找阀门缩颈产生湍流涡的原因,给出了阀门管系可能出现振动与噪声的频率范围,并与其实验结果对比来验证模拟结果的有效性.结果表明,湍流涡形成噪声源的主要频率与阀腔某阶固有声学频率接近,从而产生了声腔共振,并导致显著的阀门振动与噪声.通过多点布置和加速度传感器,现场测得阀门运行工况下的高频谐振成倍增长,且与声腔共鸣频率吻合.

核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析

核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高,是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声,最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析,研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。

主蒸汽隔离阀管系地震响应特性分析研究

目前核级阀抗震评估领域极少关注激励与阀门响应的动态特性。以国产主蒸汽隔离阀及其邻近部分管道为研究对象,利用三角级数叠加法反演了其所在楼层加速度谱的人工时程波,通过PSD函数分析振动波的频率成分,并分别利用反应谱法、时程分析法计算其地震响应。结果表明:楼层振动不同于地面震动,主要振动频带为0~10 Hz;主蒸汽隔离阀管系相对响应频率集中在其基频附近,主蒸汽隔离阀受载接近于单频;约束与较大的相对运动是管系产生较高应力的主要原因,管系响应对激励频率成分的敏感性远大于对幅值的敏感性。本文采用动力法进行主蒸汽隔离阀管系抗震分析,可为更大口径主蒸汽隔离阀的设计提供指导。

液压油对主蒸汽隔离阀快关性能影响研究

主蒸汽隔离阀及其驱动装置是核电重大机电液设备之一,快关时间是其最重要的性能指标,而其影响因素非常多,一直以来难有定论。液压油是该设备重要驱动介质,对快关时间的影响还没有学者研究过。分析了环境对液压油物理性质的影响,基于试验验证过的联合仿真模型,提出了循环联合仿真的研究方法流程,揭示了液压油物理性质对该设备快关性能的影响规律,讨论了液压油物理性质对快关性能的影响大小,为进一步了解影响快关性能因素及大小提供参考。

主蒸汽隔离阀地震概率易损性分析

采用有限元软件对主蒸汽隔离阀进行等效静力计算,确定其抗震薄弱点,并运用概率易损性方法计算主蒸汽隔离阀的抗震裕度.计算结果表明:主蒸汽隔离阀的抗震薄弱点随着地震震动的放大会发生转移.经过计算,确定主蒸汽隔离阀的抗震薄弱点为支架,计算出支架在95%置信度、5%失效概率下的抗震能力为11.14g,在此基础上绘制了主蒸汽隔离阀在弹性失效模式下的不同置信水平的易损性曲线,梳理了核电阀门抗震裕度的计算方法,论证了在超设计基准地震发生时,抗震裕度对于抗震安全的重要性.

核电厂主蒸汽隔离阀腐蚀磨损问题探讨

本文以某核电厂二回路主蒸汽隔离阀为例，介绍了腐蚀磨损中的腐蚀加速磨损与磨损加速腐蚀的交互作用机理，分析了主蒸汽隔离阀的腐蚀磨损损伤原因，建议了减少和防止腐蚀磨损的方法。

高温气冷堆主蒸汽隔离阀的研究

介绍了高温气冷堆主蒸汽隔离阀的性能参数、结构特点及技术要求。分析了主蒸汽管道间墙壁温度场及阀门模态变形。给出了阀体锻造和热处理过程,及按核阀规范标准对其各项性能的试验验证。

“华龙一号”主蒸汽隔离阀定期试验功能研究与设计

在单一故障下,当安全壳内或径向限位器下游的蒸汽管线破裂后,主蒸汽隔离阀(MSIV)可以把失控的蒸汽排放限制在一台蒸汽发生器的水装量内。为了实现阀门设计预期的可用性,保持系统对真实信号的响应能力,需对其进行定期试验。依据核电厂定期试验相关法规标准,对主蒸汽隔离阀定期试验功能要求进行分析,完成了定期试验逻辑设计,并形成一套基于全厂分布式控制系统(DCS)的实现方案。相比于秦山二期等M310堆型,新的设计方案简化了定期试验相关设备和接口,提高了试验回路的可靠性,易于系统维护,同时节约了采购成本,保证了设备采购风险可控及产品供货周期。设计验证和初步调试表明,该方案满足安全系统定期试验的法规标准要求。目前,国内核电站主蒸汽隔离阀阀体已成功完成自主研发。"华龙一号"主蒸汽隔离阀定期试验配套方案的研制,成功地推动了阀门执行机构的国产化。

核电站主蒸汽隔离阀选型比较

对核电站用两种主蒸汽隔离阀的结构、系统、性能、运行和可检修性进行了分析和比较 ,为主蒸汽隔离阀的选型提供了参考。

田湾核电站5、6号机组主蒸汽隔离阀控制逻辑的优化与应用

核电厂主蒸汽隔离阀是关键敏感设备,作为执行核安全功能的重要设备,应保证阀门在功率运行期间及事故工况下的可靠性。文章介绍了田湾核电站5、6号机组主蒸汽隔离阀调试期间遇到的阀门误动作问题,以及进行相关控制逻辑的优化与应用,对使用同类型设备及控制逻辑的参考电站具有借鉴意义。

核电厂主蒸汽隔离阀房间通风系统改造

针对某核电厂因主蒸汽热辐射和夏季天气炎热而造成的主蒸汽隔离阀及其执行机构所在房间温度长期偏高的问题,提出了通风系统改造方案,并完成了改造项目。改造后房间温度显著下降,设备可靠性有效提高。

核岛主蒸汽隔离阀闸板钴基堆焊裂纹的成因及改进

某核电项目核岛主蒸汽隔离阀制造过程中发现该阀门闸板钴基堆焊密封面存在贯穿性裂纹。通过对钴基合金堆焊裂纹成因机理、焊接接头的应力影响以及其他相关因素进行分析,得出其主要原因是工艺评定的验证性不足,未充分考虑闸板焊接结构不对称、堆焊厚度等因素的影响。针对堆焊的焊前处理、焊接结构、焊接工艺参数、热处理工艺、过程控制等方面进行了优化改进,具体措施为:在原搭接区域留10 mm的环带不加工,降低两种工艺搭接处的应力集中;优化堆焊层数至两层;在保证堆焊质量的前提下,尽量选用小的焊接电流和焊接速度;提高预热温度,进行后热处理等。改进后闸板堆焊焊缝一次合格率达到100%,为后续国内各核电厂同类核岛主蒸汽隔离阀密封面堆焊裂纹的处理提供了参考。

主蒸汽隔离阀常见问题及应对措施

主蒸汽隔离阀要求日常运行保持常开、在紧急工况下5 s内快速关闭,是核电厂的重大关键设备之一。某核电厂进口主蒸汽隔离阀在调试、运行期间多次出现无法开启、油压低、泵频繁动作等问题,制约调试主线,给机组安全稳定运行埋下重大隐患。通过一系列应对措施成功处理了上述问题,为主蒸汽隔离阀运行维护和国产化提供了良好借鉴。

主蒸汽隔离阀安全检测系统的设计与分析

主蒸汽隔离阀是核电蒸汽传输系统的二级安全阀门,当其下游设备发生故障损坏时,主蒸汽隔离阀的手动或者自动关闭能够大大减少有害蒸汽的释放量,有效保障了其下游设备的完整性以及整个蒸汽系统的安全性。为保证主蒸汽隔离阀的可靠性,其定时检修必不可少。但是,主蒸汽隔离阀的关闭检修将导致生产作业的停止,因此一套可在蒸汽系统正常工作时检测主蒸汽隔离阀安全性能的系统尤为重要。根据主蒸汽隔离阀的工作特性,利用后阀座试验、开度试验以及带载试验,设计了一套基于PLC的主蒸汽隔离阀工作时安全检测系统,并通过试验验证了该系统的可行性与可靠性。

“华龙一号”主蒸汽隔离阀阀体尺寸超差处理方案的研究

针对某核电站主蒸汽隔离阀阀体尺寸不满足技术规格书要求的不符合项,提出“阀体与管道内表面无错边组对焊接,外表面平滑过渡焊接”的处理方案。首先,分析对阀门整体结构和功能的影响、开展阀体端部超差区域力学分析;其次,主蒸汽管线上饱和蒸汽管道即超级管道与阀门相连,对于阀门端部与超级管道的焊接,依据阀门内外径不同进行超级管道和阀门端部坡口的加工,外表面过渡焊接的焊缝斜率≤1:4,制定特殊的焊接工艺,确定整套无损检验方案,包括焊前对阀门端部和超级管道的坡口、焊接过程中、最终完成后进行的无损检验;另外,在正式产品进行焊接的同时,同步进行焊接见证件的制作,并对见证件焊缝开展理化检验,以验证此焊缝的各方面性能满足技术规范和标准的要求。

核电机组临界前首次开启主蒸汽隔离阀的风险及应对策略

核电厂主蒸汽隔离阀是核岛的蒸汽发生器和常规岛的汽轮发电机之间实现隔离的关键设备,机组停机检修后上行过程中开启主蒸汽隔离阀的时机选择可能对机组状态控制甚至安全性带来较大的影响。文章介绍了在机组临界前开启主蒸汽隔离阀所产生的现象以及由此导致的重要参数的变化,分析了现象产生的原因及由此带来的潜在风险,并结合分析结果,针对机组实际,给出应对风险的策略,以确保机组在开启主蒸汽隔离阀时规避风险,保障机组安全。