简介:摘要:在调研了国家核安全局对各压水堆核电厂开展的冷试前检查以及电力公司和各核电厂开展的冷试前检查各项工作的基础上,提出了核电厂冷试前检查标准。将检查标准应用于核电厂冷试前检查,一定程度上可为核电监管部门、电力公司以及核电厂开展冷试前检查及准备工作提供参考。
简介:摘要:本文基于PCTRAN仿真平台,分别对丧失AC和丧失AC后的ATWS事故进行了仿真模拟,结果表面,在事故发生后300s内,一回路压力和温度均呈现先增大后减小的趋势,且丧失AC后的ATWS事故下降速度更明显;DNBR值也较丧失AC事故更大,没有因ATWS而影响电厂安全。
简介:摘要:辅助给水系统(ASG)属于专设安全设施。在任一正常给水系统(ARE、APA、APD)发生事故时,ASG系统投入运行,导出堆芯余热,直到反应堆冷却剂系统达到余热排出系统(RRA)可投入的状态。在大修期间,辅助给水箱要排空进行保养维护工作,待保养维护工作结束后需对辅助给水箱进行氮吹扫及充水操作,本文即对检修工作结束后的辅助给水箱氮气吹扫及充水工作进行简单阐述及相关操作的细节优化。
简介:摘要:现阶段的工厂生产加工技术体系不断健全,堆料机是比较常见的设备,不仅对生产加工质量产生了较大的影响,同时对于材料的使用具有较多的作用。自动堆料技术是目前比较推崇的技术,不仅可以减少堆料机应用的问题、矛盾,还可以在长期规划中提供更多的选择。但是,有些工厂对于自动堆料技术的使用并没有从多个角度思考,技术方案不健全,技术操作方法单一,对于技术风险没有准确的识别、预防,由此造成的问题比较多。自动堆料技术的应用要从多个角度思考,切实把握好技术应用的可靠性、可行性,加强技术的综合调整,对自动堆料技术的各个环节进行系统化的衔接,确保自动堆料技术的整体应用得到更大的进步空间,为工厂的生产加工做出更大的贡献。
简介:摘要:蒸汽发生器是核电厂的核心设备,在其传热管与管板、传热管与支撑板的缝隙处会累积大量的泥渣,其中的杂质浓度可以达到给水中10 ~10 倍,易引起传热管发生沿晶应力腐蚀开裂和晶间侵蚀,造成蒸汽发生器传热管的破裂,极大地威胁着核电厂的安全稳定运行。蒸汽发生器内泥渣的主要来源为二回路系统管道的流动加速腐蚀(FAC),论文介绍了国内某核电厂为降低二回路管道FAC腐蚀的措施,有效提高了MSR疏水PH值,大幅降低了MSR疏水和主给水中铁浓度,对二回路系统的FAC腐蚀控制效果非常明显。
简介:摘要 核电厂反应堆硼和水补给系统为上充下泄系统主要功能的实现起支持作用:容积控制;化学控制;反应性控制。水箱氧含量过高,会促进一回路管道应力腐蚀破裂,同时注入一回路可能有氢爆风险。本文对反应堆硼和水补给系统水箱氧含量高的原因进行分析,并给出处理方法。
简介:摘要:核反应堆位于核岛中心,是核电站的“心脏”。核反应堆设备具有种类多、安装工序复杂、精度高等特点,是核电安装施工活动的重点、难点。本文以田湾核电站3、4号机组核反应堆设备安装过程为例,介绍VVER堆型核反应堆设备组成,安装工艺流程和施工特点。分析核反应堆设备安装的关键技术及重难点,并提出相关解决方案,为后续同类堆型核反应堆堆芯设备安装提供一定参考。
简介:摘要:通过对生产线三个月的跟踪观察、数据采集和总结,得出了轧机断带的原因如下:并列出解决措施的原因,与同行讨论,相互交流,寻找更有效的解决方案。无论是对工艺的优化,还是设备的改进都是有帮助的。在冷轧过程中,带钢断带是一种非常严重的事故,特别是在高速运行时,带钢断带会给机械设备和电气设备带来很大的损坏。因此,及时发现并保护皮带的断裂是非常重要的