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压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析 被引量：2
1
作者 闫明晶 朱增培 高原 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期29-34,共6页
安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次... 安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败,甚至可能导致一回路设备损坏;同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态,对一回路设备冲击极大,所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性,提高试验的一次成功率,控制试验的风险,本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题,对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验,一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题,获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果,达到了同行领先水平。 展开更多
关键词 安注 控制 拒动 误动
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CPR1000机组试验创新及实施 被引量：2
2
作者 翟巴菁 闫明晶 白旋 《中国电力》 CSCD 北大核心 2016年第2期10-13,共4页
阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目,承担着设备国产化的重要使命。安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)的调试是国产化设备中最为棘手的问题之一。RIS/EAS泵、电机满足相应的安全准则是核安全的重要组成部分... 阳江核电工程是中国CPR1000堆型设备国产化率很高的核电项目,承担着设备国产化的重要使命。安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)的调试是国产化设备中最为棘手的问题之一。RIS/EAS泵、电机满足相应的安全准则是核安全的重要组成部分,由于阳江项目RIS/EAS系统首次采用国产化泵和电机,存在各种问题,如泵扬程不足,机封漏水,导流壳存在飞边毛刺,电机振动值高等。随着机组调试的推进,核岛穹顶和地坑状态的完善对于问题的解决越来越不利。鉴于以上背景,将开盖冷态试验的部分试验方法和过程加以创新优化,在舍掉穹顶和地坑的前提下成功验证EAS/RIS泵的性能。该试验方法的创新在保证核安全的前提下,节省了大量成本,对于其他系统和项目的调试也具有一定的借鉴意义。 展开更多
关键词 核电机组 CPR1000 安全注入系统 安全壳喷淋系统 泵
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压水堆核电站低压安注泵压降系数智能化计算的研究
3
作者 闫明晶 翟巴菁 代亚培 《中国电力》 CSCD 北大核心 2017年第1期121-124,共4页
为了保证数据的同步时效性,测量参数由就地临时仪表更改为变送器采集,并在控制系统内将数据进行智能运算,进而测得低压安注泵吸入口压降系数。利用已知的低压安注泵从换料水箱吸水进行冷段注工况下流量与扬程,根据模型进行推演得到低压... 为了保证数据的同步时效性,测量参数由就地临时仪表更改为变送器采集,并在控制系统内将数据进行智能运算,进而测得低压安注泵吸入口压降系数。利用已知的低压安注泵从换料水箱吸水进行冷段注工况下流量与扬程,根据模型进行推演得到低压安注泵从核岛地坑吸水进行冷段注工况下流量与扬程,并对核岛地坑至泵吸入口的压降进行保守计算得到低压安注泵可用汽蚀余量。压水堆核电站低压安注泵地坑吸入口压降系数智能化计算的研究在智能电站系统得到成功应用,为研究核电站LOCA事故工况安注泵安全运行提供了重要的原始数据输入,数据精确、精准、可信。 展开更多
关键词 核电站 压水堆 低压安注泵 压降系数 智能化
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对活塞式抽水机功的分析
4
作者 许华梅 闫明晶 商木兰 《黑龙江农垦师专学报》 1997年第3期63-64,共2页
对活塞式抽水机功的分析许华梅闫明晶商木兰“一活塞式抽水机从地下ｈ深处抽出重量为Ｇ的水，共做了多少功？”这是初中物理学常见的一类题。不考虑摩擦及抽水机的自重的影响，由功的原理很容易得出功Ｗ＝ｈＧ。如果考虑实际情况，由于... 对活塞式抽水机功的分析许华梅闫明晶商木兰“一活塞式抽水机从地下ｈ深处抽出重量为Ｇ的水，共做了多少功？”这是初中物理学常见的一类题。不考虑摩擦及抽水机的自重的影响，由功的原理很容易得出功Ｗ＝ｈＧ。如果考虑实际情况，由于大气压可把水压高约１０米，因此当ｈ... 展开更多
关键词 活塞式 抽水机 功的原理 大气压强 地下取水 移动距离 向上移动 向上运动 外力的功 初中物理
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不可凝气体对中压安注系统的影响分析研究
5
作者 闫明晶 许晨德 王茹 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1243-1249,共7页
2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足... 2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足公开信的要求。核电厂发生丧失冷却剂事故下,安全注入系统启动,将含硼水注入到反应堆冷却剂系统,防止堆芯裸露,限制燃料包壳温度的峰值。核电厂正常运行期间,安全注入系统处于满水备用状态。如果系统内产生、积聚不可凝气体,可能导致事故后安全注入系统无法立即投使,进而影响核电厂的安全运行。因此,必须对核电厂安全注入系统不可凝气体问题引起足够的重视。目前,关于该领域的研究工作主要涉及不可凝气体在流体系统中集聚可能影响泵性能甚至导致其无法执行安全功能,主要导致的故障包括:泵气缚、泵突然抱死和泵机械性能降级。对于泵后的系统管道含不可凝气体的水锤现象研究较少。因此研究安全注入系统不可凝气体的水锤分析问题,分析潜在不可凝气体对安全注入系统注入功能的影响对核电厂的安全运行具有重要意义。 展开更多
关键词 安全注入系统 不可凝 水锤
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