CANDU6重水堆核电厂空气冷却器皮带断裂研究  

作　　者：吴文同 沈杰 王勤伟 朱登磊 王鹏志 

机构地区：[1]中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴314300

出　　处：《设备管理与维修》2024年第9期92-95,共4页Plant Maintenance Engineering

摘　　要：反应堆冷却系统是重水堆核电厂安全相关系统,能够使反应堆厂房内的空气温度维持在工作人员和设备可接受的水平,防止对厂房及设备造成可能的危害,冷却反应堆构筑物混凝土,避免高温催化,同时在失去冷却剂(LOCA)的情况下协助喷淋系统对反应堆厂房进行冷却。在预维周期内,重水堆空气冷却器皮带多次出现断裂问题,降低了设备的可靠性,增加了备件消耗。通过分析皮带断裂缺陷并制定相应的纠正行动,降低皮带断裂缺陷发生率,提升设备可靠性。

关 键 词：重水堆核电厂 反应堆冷却系统 空气冷却器 预维周期 

分 类 号：TM623.7[电气工程—电力系统及自动化]