华龙一号后续机型稳压器安全阀改进分析研究
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
Science &Technology Vision
科技视界0概述
,,,,,,。
,60,60,40,。
,,。
,。
1华龙一号稳压器安全阀1.1设备描述
,。
,,。
,。
,。
图1
稳压器安全阀结构图
华龙一号后续机型稳压器安全阀改进分析研究
韩冰王保平李耀武
(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041)
【摘要】稳压器安全阀是反应堆冷却剂系统的超压保护设备,是保证核电厂安全运行的重要设备之一。
华龙一号核电机组的设计寿命为60年,而稳压器安全阀的设计寿命为40年,与电厂设计寿命不匹配。
此外,华龙一号后续机型提升了堆芯功率,现有稳压器安全阀不能满足要求。
文章针对上述问题提出了华龙一号后续机型稳压器安全阀的改进方案,通过分析研究,可采取延长阀门设计寿命和增加阀门排量的措施,提高稳压器安全阀与华龙一号后续机型的匹配度。
【关键词】华龙一号、核电厂、稳压器安全阀中图分类号:TM623.9
文献标识码:A
DOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2021.12.42
【Abstract 】The pressurizer safety valve is the overpressure protection equipment of reactor coolant system,and it
is one of the most important equipment that ensuressafety operating of nuclear power plant.The design life of HPR1000is 60years,but the design life of pressurizer safety valve is 40years that is mismatching with HPR1000.Besides,the core power of nuclear power plant after HPR1000were increased,the pressurizer safety valve of HPR1000cannot fulfill the new requirements.This article proposes an improvement program of the pressurizer safety valve in the nuclear power plant after HPR1000for the above problems.According to analysis,measures to extend valve design life and increase valve flow capacity can be taken to improve the match between the pressurizer safety
valve and nuclear power plant after HPR1000.
【Key words 】HPR1000;Nuclear Power Plant ;Pressurizer safety valve
作者简介:韩冰(1990—),女,甘肃嘉峪关人,助理工程师,硕士,从事核动力装置阀门设计工作
遥
128
. All Rights Reserved.
1.2设计要求
: -:1
-:1
-:1A
-:QA1
-:K1
-:17.23MPa.a
-:360℃
-:、
-:
:17.2MPa.a
14.6MPa.a
:16.6MPa.a
13.9MPa.a
-:175~194t/h
-/:0.65s
-:40
1.3鉴定结果
,
,。
2。
,,。
2华龙一号后续机型稳压器安全阀
2.1设计要求
1,1
、/。
2.2改进实施措施
2.2.1。
34。
图3华龙一号稳压器安全阀喉径
图2
华龙一号稳压器安全阀鉴定流程
129
. All Rights Reserved.
Science&Technology Vision科技视界
Science &Technology Vision
科技视界图4
华龙一号稳压器安全阀行程
表1
华龙一号与其后续机型稳压器安全阀设计要求
对比
2.2.2
/,/。
,/。
,/。
2.2.3,。
,。
,60。
,20。
３
结论,。
,,,,。
【参考文献】
[1]广东核电培训中心.900MW 压水堆核电站系统与设备[M].北京:原子能出版社,2007.
[2]RCC-M.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands [S].2007.
[3]NF M64-001.Qualification of Electric Equipment in a Nuclear Accident Environment
[S].1991.
11111A 1A QA1
QA1K1K117.23MPa.a 17.23MPa.a 360℃360℃、、17.2MPa.a 17.2MPa.a 14.6MPa.a 14.6MPa.a 16.6MPa.a 16.6MPa.a 13.9MPa.a 13.9MPa.a 175~194t/h 180~205t/h /0.65s 0.67s 4060130
. All Rights Reserved.。