AP1000核电技术

AP1000核电技术（精选10篇）

AP1000核电技术 第1篇

当今世界, 随着经济的发展, 传统能源供给日趋紧张, 温室气体排放的形势日益严峻。为实现可持续发展, 必须加快实施节能减排, 大力发展清洁能源。世界核电技术发展和运行的实践证明, 核能具有清洁、安全和可大规模提供稳定电力的优势, 日益受到青睐。加快核能和平利用, 日益成为加强环境保护、建设生态文明的必然选择。改革开放30年来, 我国经济社会发展成就巨大。但与此同时, 能源供给仍以煤为主, 清洁能源比重较低。由此带来的环境问题尤为突出。我国政府也将发展核电作为调整能源结构、保护环境、应对气候变化的重要措施之一。

胡锦涛总书记在秦山考察时指出:“核电产业是高科技的战略产业。实践证明, 高科技特别核心技术拿钱是买不来的, 要继续坚持以我为主, 这是发展核电的必由之路。在自主创新的同时, 坚持对外开放, 加强国际技术交流与合作, 学习借鉴国外核电的先进技术和管理经验, 努力提高我国核电的装备技术水平和运行管理水平。”

由此可见, 无论是国际形势还是国内经济发展战略的需要, 先进核电技术的应用都提到了日趋紧迫的日程上来。

目前, 世界上已经大量建成运行的均为第二代及其改进型的核反应堆型。但是, 由于1979年和1986年先后发生在美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的严重事故, 使社会公众对核电安全性产生了疑虑。因此, 总结历史经验教训, 为规范世界范围的核电安全管理, 使核电技术能够健康稳步的发展, 为社会发展实现其积极作用, 国际原子能机构 (IAEA) 在其推荐的核安全法规 (NUSS系列) 中, 明确要求先进的核电技术必须解决以下问题: (1) 进一步降低堆芯熔化和放射性向环境释放的风险, 使发生严重事故的概率减小到极致, 以消除社会公众的顾虑; (2) 进一步减少核废物 (特别是强放射性和长寿命核废物) 的排放量, 寻求更佳的核废物处理方案, 减少对人员和环境的放射性影响; (3) 降低核电站每单位千瓦的造价, 缩短建设周期, 提高机组热效率和可利用率, 延长寿期, 以进一步改善其经济性。

2 非能动安全先进核电站AP1000

AP1000是美国西屋公司开发的满足URD文件的第三代核电技术堆型。采用了可以马上推向市场的成熟技术, 代表了目前国际上最先进的核电技术水平。先后取得美国核管理委员会 (NRC, U.S.Nuclear Regulatory Commission) 颁发的AP1000标准设计的最终设计批准书和设计证书。

AP1000有如下技术特点: (1) AP1000的设计理念。在传统成熟的压水堆核电技术的基础上, 引入安全系统非能动理念, 使核电站安全系统的设计发生了革新的变化;在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施;简化了安全系统配置;减少了安全支持系统;大幅度地减少了安全级设备 (包括核级电动阀、泵和电缆等) 及抗震厂房;取消了1E级应急柴油发电机系统和大部分安全级能动设备;明显降低了对大宗材料的需求。由此派生出了设计简化、系统设置简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、应急响应时限要求降低等一系列效应。由于采用非能动安全系统, 大大降低了发生人因错误的可能性, 使AP1000的安全性能得到显著提高的同时也提高了经济竞争力。 (2) 安全系统特性。AP1000设计的一个重要目标, 是进一步加强事故预防和缓解的能力, 提高核电站的安全性, 并把堆芯熔化频率 (Core Damage Frequecy, CDF) 不超过110-5/堆年和大量放射性释放频率 (Large Release Frequecy, LRF) 不超过110-5/堆年作为设计的安全目标。AP1000采用非能动安全系统, 利用我们日常生活中几乎每天碰到的自然循环、重力和压缩气体膨胀这样简单的物理现象和原理, 不需要泵、交流电源、1E应急柴油发电机组, 以及相应的通风和冷却水等支持系统, 来实现堆芯冷却和安全壳的热量排出。这不仅极大地简化了系统, 还使操纵员的宽限时间 (Operator Grace Time) 增加到72h (第三代以前的核电堆型技术中操纵员的宽限时间小于30min) 。 (3) 严重事故预防和缓解措施。AP1000进行了严重事故和概率安全评价 (PSA) 的分析, 确定和采取了预防和缓解严重事故后果的措施。PSA分析结果表明, AP1000大量放射性释放频率小于110-6/堆年。这说明, 所采取的预防和缓解措施是有效的。

综上所述:与第二代核电机组相比, 第三代核电技术AP1000吸取了世界400多台核电机组至今积累的12000多堆年的运行经验, 充分利用几十年的科技进步成果, 按照当前新的核安全法规要求设计, 把严重事故作为设计基准, 考虑了安全壳在严重事故情况下的负载, 安全性和经济性都有很大提高。AP1000在确定论安全分析和概率风险评价 (Probabilistic Risk Assessment, PRA) 中, 结果均满足U R D的安全要求。根据IAEA的有关定义, AP1000堆型进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求, 是一种满足要求的创新型第三代核电技术堆型。

3 AP1000堆型与我国核电发展战略

在世界核电复苏大潮汹涌、中国能源结构调整的要求空前加大的背景下, 2006年底, 中国政府审时度势, 果断作出“统一核电发展技术路线”的重大决策:走引进、消化、吸收和再创新的发展道路, 引进目前世界上最先进的第三代核电AP1000技术。

不过, 引进AP1000仅是第三代核电技术自主化征程的第一步, 更关键在于消化吸收和再创新。为此国家专门设立大型先进压水堆核电站重大专项, 目标是在掌握AP1000技术的基础上, 通过再创新, 开发形成具有中国自主知识产权的、功率更大的大型先进压水堆核电技术品牌。为实现上述自主化目标, 国家制定了“三步走”发展战略:第一步, 外方为主, 我方全面参与, 建成自主化依托项目4台AP1000机组, 基本形成AP1000三代核电沿海厂址标准设计;第二步, 我方为主, 外方支持, 形成AP1000内陆厂址的标准设计, 完全具备在沿海和内陆建设AP1000核电机组的能力;第三步, 实现全面自主创新, 形成CAP1400标准设计, 建成CAP1400重大专项示范工程及进行规模化建设, 开展更大装机容量的CAP1700的预研工作。

目前, CAP1400核电站建设已列入国家发展改革委调整后的《核电中长期发展规划》。我国完成了第三代核电技术AP1000内陆核电站标准设计的初步设计和安全分析报告。这标志着中国已在技术上具备了在内陆批量建设AP1000核电站的条件。

可以预见, 在不远的将来, 第三代核电技术AP1000堆型及在其基础上的全面自主创新CAP1400技术, 将为推进中国由“核电大国”转变成“核电强国”的自主化发展, 实现国家经济发展的重大战略目标发挥重要作用。

摘要：本文介绍了目前世界上最先进的第三代核电技术AP1000的发展背景、主要技术特点, 及其在我国核电与经济发展战略中的重要作用。

AP1000核电技术 第2篇

摘要： 本文介绍了PCTran/AP1000核电站仿真软件由单机版向分布式培训系统的改进，通过WinSock控件实现了基于TCP/IP协议的网络通讯功能。该系统可以满足核类专业实验教学的要求，对于提高核电站操作人员的认知水平起到积极的作用。

Abstract： This paper introduces a improvement of the PCTran/AP1000 simulation software, making it from a stand-alone version to a distributed training system one. Through the WinSock control, it can realize the network communication function based on TCP / IP protocol. The system can meet the experimental education requirements of the nuclear science major and help the operators of nuclear power plants to improve their cognitive level positively.

关键词： PCTran；AP1000；分布式培训系统

Key words： PCTran; AP1000; distributed training system

1 PCTran/AP1000 简介

PCTran/AP1000是美国Micro-Simulation Technology(MST)公司于1985年开发出的可适用于AP1000电站的模拟仿真与严重事故分析的小型软件。它是一种可通过个人计算机上对反应堆瞬态和事故进行控制的模拟软件。PCTran早期主要采用FORTRAN语言进行编译，后来由于微软公司的Windows视窗平台的普及，因此改写成视窗的版本。其早期仅有几个简单的分析模块，操作界面也仅为简单输出。后来陆续增加了许多分析模块，操作界面也由早期简单的DOS界面发展到现在的Windows的图形用户界面(GUI)。诞生至今，MST公司开发出多版适用于不同堆型的PCTran软件。但由于我国现役及筹建的核电站中大都采用成熟的倒U型蒸发器压水堆堆型，所以这里主要介绍和探讨PCTran/AP1000软件对核电站可能发生的意外事故的模拟和分析，从而得到对事故更为快速合理的预测，也可作为评估核电站事故分析的参考，为我国吸收和掌握外国先进压水堆技术提供一定依据。

2 PCTran/AP1000软件的缺点与不足

①无法模拟蒸发器给水管道破裂事故，无法正确反映蒸发器在受到大冲量时的动态响应，无法在运行过程中进行参数实时调节等；②系统可扩展性是软件设计的另一个重要指标。一个好的软件系统，不仅能够实现设计初所预订的功能，还需要为其余功能的实现预留一定的可扩展余地。由于PCTran对数据和模块采用内部封装，使得无法从外部直接对数据进行访问，因此PCTran的可扩展性并不出色。同时，由于PCTran未采用模块化设计，也为系统的功能完善和扩展带来了困难；③目前的PCTran软件只能在单机上运行，所有初始工况参数以及故障模拟的参数都由用户自行设置，不利于培训用户自行判断故障原因并采取对策的能力。

对以上不足的改进：由于①、②点是PCTran/AP1000软件固有的缺点，我们无法改变其内部参数，在此只针对第三点做出改进方案，即PCTran/AP1000分布式培训系统的设计。

该软件主要功能是：可由教练员（培训老师）在服务器端选择故障类型或初始运行参数并发送给客户机端，当客户机端程序收到来自后台的数据后，启动PCTran/AP1000仿真核电站软件，各项运行工况的瞬态数据将相应发生变化，客户机端的学员（受培训人员）在预先不知道故障类型的情况下，要根据运行瞬态数据的变化和各种变化趋势图进行故障分析和判断故障类型，以及采取重置相应的运行参数以达到排除故障的目的。

教练员可监看学员的操作，并给予指导和评价。 在局域网环境中，1台服务器应至少可带50台客户机，以满足培训的需要。

3 系统功能设计描述

该软件主要功能是：先由教练员（培训老师）打开服务器端监控程序，学员在客户机端登录系统，教练员可在服务器端看到已登录的学员信息（姓名、学员编号和IP地址）。教练员在服务器端选择故障类型或初始运行参数并通过网络发送给学员所在客户机端，当客户机端程序收到来自服务器的.数据后，启动本地的PCTran/AP1000仿真核电站软件，PCTran按照教练员指定的初始条件和故障类型运行，界面上各项运行的瞬态数据将相应发生变化，学员要根据运行瞬态数据的变化和各种变化趋势图进行故障分析和判断故障类型，以及采取重置相应的运行参数以达到排除故障的目的。

3.1 服务器端模块设计

服务器端模块的主要功能是：①参数设置。可由用户设置端口号以便与客户机端进行网络通讯，可设置数据库文件的路径，以便从数据库中存取PCTran运行初始条件数据和故障类型等参数。②运行初始条件设置。PCTran的运行初始条件是定义模拟稳定条件的数据的一种设置。除了软件提供给用户的前五个初始条件使用时不能改变的以外，其它的初始条件可由用户自行设置。本功能可由教练员设置并保存初始条件数据。③学员登录信息查看。服务器端程序开始运行后，不断监听来自客户机端发来的信息，如果是登录信息，则把学员姓名、学员编号、客户机IP地址显示在服务器端程序的列表中，如果客户端退出系统，则自动将对应的学员信息从列表中删除。④故障类型与初始条件选择与发送。服务器端程序运行后会自动从数据库中读取故障类型（20种）和已有的初始条件数据并分别显示在下拉列表框和表格中，以供教练员选择。当教练员选好了一种故障类型和一种初始条件后，可以点击“启动程序”将数据发送给选定的学员客户机。

3.2 客户机端模块设计

客户机端模块的主要功能是：①参数设置。可由用户设置服务器IP地址、端口号以便与客户机端进行网络通讯，可设置数据库文件的路径，以便预先设置PCTran的数据库中初始条件数据和故障类型等参数。②登录服务器。学员在登录界面中输入自己的姓名、学员编号后点击“登录”键，可将姓名、学员编号及客户机IP地址数据一起发送给服务器。③故障类型与初始条件接收并运行PCTran。当收到服务器端传来的运行参数信息后（包括故障类型、初始条件），提示学员是否开始运行本机上的PCTran程序，学员确认后系统先自动设置本机PCTran的数据库中初始条件数据和故障类型等参数，然后自动启动PCTran模拟核电站运行。

4 结论

核电站模拟仿真与严重事故分析是核电研究的重要方向之一，基于普通电脑的核电站模拟仿真软件的开发受到全世界广泛的关注。本文以PCTran为模型，对可用于PC的AP1000核电站模拟仿真软件进行了分析和研究，并针对PCTran的不足设计开发了一套分布式培训系统并对该系统进行了局域网环境下的调试。

由于时间有限，本培训系统还有一些不够完善的地方，以后还可以进一步提高系统的稳定性以及再增加一些相关功能，如：学员培训数据的记录等（记录各学员培训的时间、故障类型与初始条件、学员得分情况）。

参考文献：

[1]吕崇德等.仿真技术在中国电力工业中的发展及应用[J].系统仿真学报，，11(4):224-227.

[2]于涛.压水堆运行堆芯物理过程PC机仿真和演示平台的研究[硕士论文].

[3]舒睿，许川.秦山核电二期工程严重事故研究[J].核动力工程，，24（s1）：36-39.

[4]董玉杰.核动力系统工程与电厂分析仿真机的发展.计算机仿真，，1，15（1）.

AP1000核电技术 第3篇

关键词：AP1000核电站;文件控制

一、建立完善的文件控制体系

（一）突出文件控制部门的权威性

建立文件控制体系一个重要的前提，就是应突出文件控制部门的权威性，“文件作为项目管理过程中沟通管理的主要信息纽带，对其管理的水平直接影响项目沟通的有效性。因此，要突出文件管理部门的权威性，并赋予相应权力”[1]。在项目执行程序和管理大纲中，文件控制部门应定位为对外是与各接口单位联系的窗口，对内它既是文件控制管理的龙头部门也是各部门之间的纽带。在项目管理过程中，应突出文件控制部门对内对外起信息枢纽的作用。

（二）文件控制组织体系

组织是保障，只有建立了完善的组织体系，才能确保文件控制工作的有效开展。作为EPC总包商现场项目部，项目之初，应建立独立的文档部门，作为项目文件流转的中心，所有项目上正式传递的文件均须经过文档部门。除文档部门配备有专职的文件控制人员，项目各专业部门和职能管理部门也应配备专/兼职文件协调员，负责本部门文件的日常流转、收集和预归档工作。

（三）文件控制程序体系

程序文件是日常工作开展的基础，特别是在核电工程领域，核安全文化的核心内容之一就是“凡事有章可循”，因此项目管理必须建立完善的文件控制程序体系。文件控制程序体系的内容应涵盖文件控制的各个方面，包括通讯接口、文件编码要求、文件质量标准、文件编制要求、版本控制、文件收发和流转要求、电子文件管理、文件密级管理、文件预归档、文件作废处理等。并且应随着管理不断改进、业务流程的不断优化，应对程序不断进行补充、修改，更新程序版本。项目部应建立后台程序和项目现场程序配套使用的文件控制程序体系，若后台程序能够直接适用于项目现场，则项目现场不必再编制相应程序，若后台程序不能完全适用于项目现场，则项目现场可以在后台程序的基础上再编制适用程序，同时应根据具体的业务流程编制工作指导书，作为程序文件的补充。

（四）文件控制培训体系

培训是提高员工知识、技能以及意识的重要途径之一。文件控制培训应包括全员培训及文档人员培训，一方面不断增强全员的文控意识，一方面文件控制人员也要不断增强自身的专业素养。文控人员不能仅限于掌握文档专业知识，也应不断学习项目管理及其它工程专业知识，应能对文件的内容及专业进行更加高效的识别和分类，提高文控管理的专业性和精确性。因此，建立完善的文件控制培训体系尤为必要。

二、做好文件的收发管理

（一）文件管理工作流程

作为EPC总承包商现场项目部，文档管理部门首先从外部单位以及本项目部各部门接收项目文件，分发至项目有关部门和单位，同时对所接收的文件向现场文件库进行归档，在整个项目结束时向业主以及总承包商企业自身的档案馆进行移交。

文档部门作为文件管理的归口部门，对工程文件的接收、录入、分发、保存、立卷归档到档案移交，实施全过程控制，并将档案管理要求落实到文件的前端管理，力求使文件从产生开始便符合档案管理的要求，实现文档一体化管理，并通过采用统一的信息管理系统，实现文档信息化管理。

（二）文件编码

核电站文件种类繁多，数量巨大，每个文件必须给予唯一的标识，这种标识就是文件编码。AP1000核电工程文件使用的是AP1000编码，规则如下：

LLL XXXX XXX nnnnnn

电站识别码 定位代码 文件类型码 序列号

AP1000编码的特点是字段固定，每一字段都有明确的含义，便于理解，特别是序列号，长度不固定，前两位数字可以赋予其特定的含义，提高了编码的自由度与灵活性。经过实际应用，AP1000文件编码系统是一套非常好的编码系统，对文件的收发处理、分发归档以及利用都提供了很大便利。

（三）文件收发控制

文件是工程建设各参与方和各部门正式沟通的渠道，是维系工程建设有序进展的纽带。作为EPC总承包商现场项目部的文档管理部门，文控人员应建立“零滞留”和“零缺陷”的工作目标，应当迅速、准确地将收到的文件传递给相关单位和业务部门，同时也应注重文件质量的把控，做到效率与质量并重。

（四）信息化管理

工程项目应建立统一的信息化平台，所有通过正式渠道传递的文件均应通过统一的信息管理系统发布。信息管理系统应实行域帐号认证机制，应能实现根据不同专业、不同文件夹和不同文件对操作权限进行分级控制，系统内任何一个文件的任何一次修改，都应形成可追溯的审计记录，以确保系统内文件的安全有效。系统内应对所有存储的文件进行分类，并形成标准化的目录树结构，以方便文件的查询利用。系统应有导出各类报告清单的功能，例如每日最新发布文件的清单、变更文件与受影响文件关联的清单、文件与关联传递单的清单等等。同时，系统应能实现与、业主、设计方及承包商等单位的信息管理系统信息交换功能，以实现信息快速、安全、准确的传递。

三、注重前端控制和过程控制

“文件管理和档案管理是一个统一的系统工程，文件管理是档案管理的前提，档案管理是文件管理的延伸和发展，它们之间存在相互促进的关系”[2]。如果把档案可以看作是“广义”文件的第二阶段，那么文件在第一阶段，也就是文件产生和流转阶段的健康与否，对档案的管理产生很大的影响。因此，具有良好的前端控制和过程控制意识尤为重要，并且应制定具体措施来实现前端控制和过程控制。

（一）合同管控

将文件控制的相关要求，例如：质量标准、收集整理标准以及考核标准等，纳入与承包商签订的合同中，合同条款应详尽明确，以合同来规范承包商的管理，对各参建单位的工作和活动进行控制、协调和沟通的唯一经济手段和解决争端的有效依据是合同。并在合同签订前，完成所有文件控制程序的编制工作，在签订合同时，能够及时释放给承包商。合同签订后，应及时与承包商进行交底，将合同中的相关文件控制要求向其明确。合同结算及关闭时，应有文控人员的签字。

（二）熟悉文件档案标准

目前国家档案局制定的标准，大部分是档案相关标准，文件控制相关标准很少。文件控制人员除根据项目管理要求建立文件控制标准，例如文件管理大纲、程序、工作指导书等，同时应熟悉并掌握各类档案标准的要求，将档案标准的要求前置到文件控制阶段，强调前端控制意识和文档一体化意识，确保文件的有效性、准确性和规范性。

（三）建立文件质量检查标准

根据法规、合同、程序等要求，建立文件质量检查标准。在日常文件收发过程中，对文件进行严格把关，实行“高标准，严要求”，对有问题的文件进行记录，并进行统计，形成质量趋势分析。对于突出的重点问题，采取具体措施要求承包商进行整改，例如开启质量文件、进行专项监督、通过项目协调会进行协调等。

（四）深入施工现场检查文件

文件是施工活动的有效凭证，在施工现场每天都会产生大量的各种类型和载体的文件，作为EPC总包商现场项目部，应确保承包商对施工文件按照档案的要求进行及时有效的收集和整理。文件控制人员应定期进入现场，根据施工文件收集整理计划，对承包商文件的收集整理情况及文件质量进行监督检查。对发现的问题，除要求承包商进行整改外，同时应对检查出的问题经验反馈至文件收发环节，更好的做好文件的前端控制工作。

四、结束语

文件控制水平是衡量项目管理水平的指标之一。良好、有效的文件控制管理不仅能促进项目管理的有效运行和工程的有序进展，同时也能确保在项目管理过程中形成的知识资产得以良好的保存和延续。

参考文献：

[1]徐威，李晶.浅谈如何加强国际EPC 项目文件控制管理[J].石油规划设计，第 19 卷第 2 期 .

AP1000核电技术 第4篇

全面引进美国西屋AP1000核电技术是国务院于2006年底做出的战略决策,经过浙江三门和山东海阳2个依托项目四台机组几年的工程实践,验证了AP1000技术的先进性和可实现性,世界首堆浙江三门核电厂1号机组已进入设备安装阶段,若能借助AP1000核电项目的建设,适时的开展AP1000核电技术标准体系建设,及时掌握三代核电技术的标准需求,在此基础上结合已有的核电标准建立出一套符合中国工业基础的三代核电标准体系,将会极大的促进我们对AP1000技术的消化和吸收,今后AP1000核电站的批量化建设打下坚实的基础。

1 核电技术标准现状

1.1 国际

世界上主要几个核电发达国家都建立有符合自己国情的、完整配套的核电标准体系,都有利的促进了本国核电事业的发展,核电要发展,标准需先行。

世界上核电标准发展最早、最完整的是美国,其次是法国;日本和韩国参照美国逐步形成了自己的标准,德国和英国虽也有核电标准,但由于其核电发展受限,对外影响不大[1]。

1.1.1 美国

美国核电标准是国际核电标准制定的基础,其核电标准具有较高的权威性和基础性作用,其主要层次结构如下:第一层次是1954年由国会制定和颁布的原子能法;第二层次是美国联邦法规;第三个层次是美国核管理委员会(NRC)制定的管理导则,该导则按照内容不同被划分为10个部分;第四个层次是数量很大的各类核电标准。

1.1.2 法国

法国在70年代初期引进了美国西屋公司的90104k W级核电机组技术,适时编制了核电厂设计和建造技术系列标准RCC。法国的核电标准数量较少,使用方便、简单明了、内部联系密切,各自可成为1个系统性的整体。

其主要内容分为核岛和常规岛两部分,RCC包括:核岛设计和建造的7个规则,即:RCC-P:法国压水堆核电站系统设计和建造规则;RCC-M:压水堆核岛机械设备设计建造规则;RCC-G:900 MWe压水堆核电站土建设计和建造规则;RCC-I:压水堆核电站防火设计和建造规则;RCC-E:压水堆核岛电气设备设计建造规则;RCC-C:压水堆核电站燃料组件设计和建造规则;RCC-MR:快堆核岛机械设备设计和建造规则。常规岛规则两个,即:RCC-EV:核电厂有关给水和蒸汽系统的设计和建造规则;RCC-TA:核电厂汽轮发电机组的设计和建造规则。

1.2 中国

中国核电标准建设始于20世纪80年代,由于中国核电起步晚,标准技术研究基础薄弱,核电标准从开始至今主要是参照国际上核电发达国家的标准进行编制,到目前已编制有近400项核电标准,包括了从选址、设计建造、到运行退役等各个方面,基本覆盖了30104k W和60104k W核电站的建造要求。

秦山一期工程主要参考美国标准,建设期间制定了用于30104k W压水堆核电厂主要系统和关键设备设计的36项“设计准则”及107项标准;秦山二期建设主要采用法国标准,编制了适用于60104k W机组的压水堆核电厂标准。这两个核电项目建设过程中建立的标准是中国目前核电标准体系的主要组成部分,而大亚湾、岭澳、秦山三期和田湾核电工程的建设过程中,均采用引进国的标准。

2007年初,由国防科工委牵头,联合几大核电集团,以及建设部、国标委、电力、机械等部门和行业,共同组建了“核电标准建设领导小组”,随后组织制定了《压水堆核电厂标准体系建设“十一五”规划》;2009年10月,国家能源局与国家标准化管理委员会联合发布了《压水堆核电厂标准体系建设规划》;2011年6月,国家能源局对之前下达的应在2011年底前完成的318项标准制修订情况进行了检查[2]。

2 中国现有核电标准体系建设存在的问题

a)标准体系建设缺乏统筹考虑,标准的技术路线不统一,参考资料比较杂乱;b)相当数量的标准技术落后。新的技术未反映到中国的标准中,已不能适应今后发展的需要[3];c)部分标准的适用性差,采标率低。因缺乏国内科研和工程实践的支持,部分标准转化工作不彻底,与中国工业基础的兼容性和协调性差[4];d)标准编制周期长,更新慢。据统计,中国国家标准的平均制定时间为4.5年,平均标龄为10.2年。

3 AP1000技术标准体系建设的建议

过去几十年核电事业的发展,中国在核电标准领域已开展了大量的工作,取得了一定的成果,但是这些成果大部分都是基于二代和二代加技术的。福岛核事故后,社会各界对核电站的安全性提出了更高要求,采用非能动设计理念的AP1000技术将在后续核电项目建设中得到更广泛的应用,为了保障安全高效地发展核电事业,抓紧研究制订三代AP1000核电技术标准体系已成为当务之急,笔者结合参与国家科技重大专项科研课题《中国先进核电标准体系研究》的经历,对AP1000核电技术标准体系的建设给出以下初步建议。

a)加强对现有核电技术标准体系研究。AP1000核电技术标准体系的建设必须充分借鉴国外先进标准体系建设的思路和方法,参考国外已有核电标准体系的建设经验,对不同国家核电技术标准体系的构成、运作机制、层次结构、编制历史进行深入细致的分析比较,并充分利用好中国过去几年在标准化建设方面积累的大量人力资源和实践经验,对AP1000核电技术标准体系的框架进行顶层设计;b)加强对标准体系建设规划的审核力度。AP1000技术标准体系建设规划事关全局,影响深远,应高度重视体系建设规划方案的严肃性,广开言路,汇聚各方智慧,采用自上而下和自下而上两种不同方式反复讨论后确定,顶层设计的时间不宜过短,只有做好顶层设计,把好标准立项关,才有可能产生好的标准;c)AP1000技术标准体系建设应分步实施。大致应分为两步:第一步:开展ASME规范转化研究。AP1000是美国西屋公司自主开发的技术,是以美国的标准规范为基础的,要建立中国AP1000的技术标准体系就必须对作为美国核电机械设计、制造、检测基石的ASME规范进行转化研究,彻底解决好不同工业基础之间标准的衔接问题;第二步:根据工程进展,开展具体的建立在中国工业基础之上的标准编制工作,并随着技术的发展不断完善标准体系的内容;d)建立强有力的组织体系。标准体系建设难,AP1000标准体系建设更难,应建立健全组织领导机构,政府主管部门一把手亲自抓,各相关企业积极参与,统一规划,统一部署,分头实施;e)标准动态管理,形成标准反馈评估机制。任何好的标准都是在实践中不断地修改完善的,AP1000技术目前还处在工程验证阶段,很多技术还不成熟,应坚持成熟一部分,固化一部分的原则,在今后的应用中持续优化。

4 结语

目前,AP1000世界首堆浙江三门核电站1号机组土建工作已进入尾声,逐渐进入设备安装阶段,中国在三代核电技术的应用和创新方面已经走在了世界前列,如果从现在起就高度重视并着手启动AP1000技术标准体系的建设工作,相信在不久的将来,随着AP1000核电工程的建设实践,中国AP1000核电技术标准体系必将在世界核电事业中占有举足轻重的地位。

参考文献

[1]王泽平.中、美、法核电标准比较研究[J].华北电力大学学报,2009(4):1-5.

[2]董瑞林.我国核电标准体系建设的规划和实施[J].核标准计量与质量,2007(4):37-39.

[3]赵伟明.我国核电标准的现状及“十一五”工作展望[J].国防技术基础,2006(10):34-36.

AP1000核电技术 第5篇

关键词：AP1000核电；核安全文化；质疑的态度

中图分类号： F426 文献标识码： A 文章编号： 1673-1069（2016）36-37-2

0 引言

1979年3月28日，美国三里岛核电站发生第五级核事故，未造成人员死亡；1986年4月26日，苏联切尔诺贝利核泄漏发生第七级特大核事故，直接致死56人，近60万人受到大剂量的核辐射；2011年3月11日，日本福岛核电站发生第七级特大核事故，6位员工吸收到超过“终身摄入限度”的辐射剂量，多达300位员工吸收到大量辐射剂量。核安全，一次次给世人敲响警钟，引人反思！

1 核安全文化的演变过程

1986年，INSAG-1《关于切尔诺贝利事故后审议会议总结报告》首次引入了“安全文化”这个管理术语，从此在INSAG-3《核电厂基本安全原则》、INSAG-4《安全文化》、《国际电离辐射防护和辐射源安全的基本标准》中都对核安全文化这个字眼进行了深入研究，文中都要求树立安全第一的观念，即防护和安全问题由于其重要性而保证得到应有的重视。《发展核活动中的安全文化》中指出：价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体。提出这些方面的目的是在立法要求和监管要求之外保持一个增强安全的自我约束的方法。

2 核安全文化的定义

“安全文化”：是在总结切尔诺贝利事故中人为因素的基础上提出的一种完整的、为确保核电厂安全生产的管理理念。它是从提高安全意识出发，列出了对决策层、管理层和核电厂一般工作人员的系列要求，以便在处理所有核安全问题时具有正确的理解能力和采取正确的行动。

安全文化指的是从事核安全相关活动的全体工作人员的献身精神和责任心，即安全第一的思想。这种思想意味着内在的探索态度、谦逊谨慎、精益求精，以及鼓励核安全事物方面的个人责任心和整体自我完善。

3 核安全文化的基本任务

3.1 质疑的态度

①开工前我是否能理解工作任务？②我是否知道我的责任？③我的工作和安全的关系如何？④我是否有必要的知识来进行工作？⑤我是否知道对此任务负有责任的每一个人？⑥这项工作是否有什么不正常的情况？⑦我是否需要帮助？我是否知道从哪里获得帮助？⑧什么地方可能会出错？⑨出现失误会造成什么后果？⑩应该怎样防止失误？？万一出现故障，我该怎么办？

3.2 严谨的方法

①弄懂工作程序；②按程序办事；③对意外情况保持警惕；④出现问题停下来思考；⑤必要时，请求帮助；⑥追求纪律性、时间性和条理性；⑦谨慎小心工作；⑧切忌贪图省事走捷径。

3.3 相互沟通

①从他人处获取信息；②向他人传达信息；③无论是正常状态或异常情况皆汇报工作结果，并做书面记录；④正确填写工作日志和工作单；⑤提出新的安全建议。

4 核安全文化的构建

4.1 核安全人人有责

对个人所应承担的核安全责任及为履行责任所获得的必要授权需要明确说明并正确理解。通过书面文件的形式清晰界定每个岗位的上下联系、岗位职责和权力、所能使用的资源以便明确个人所担负的核安全责任。

4.2 领导层以行动兑现对核安全的承诺

高层领导和高级管理者是核安全的主要倡导者，应重视言传身教，要经常不断地、始终如一地宣贯核安全第一的理念。

4.3 信任充满着整个组织

在组织中要创建高度信任的氛围，这在很大程度上是通过及时准确的沟通逐步培养出来的。应营造一个鼓励提出问题并自由沟通交流的氛围。对于员工所关注的事项，管理层应及时进行响应，明确告知员工下一步将要采取的措施和行动。

4.4 决策体现安全第一

个人应系统而严谨地做出保障安全、可靠运行的决定。当操纵员面对与期望不符或不确定的状态时，应明白组织期望他们将机组置于安全状态，他们应获得相应授权以便达到此期望。高级管理人员应强化保守决策的理念并对保守的决策予以支持。

4.5 核技术的独特性必须得到认可

在所有决策和行动前都需要考虑到核技术的特殊性。反应性控制、堆芯的持续冷却、裂变产物包容边界的完整性等都是在对核电厂工作环境进行评估中需要特别关注、关键且特有的属性。

4.6 培育质疑的工作态度

质疑的态度体现在对假设情况的不断思考分析上，体现在对异常情况的根源分析上，以及体现在对计划好的行动是否会产生不利后果的综合评估上。质疑的态度源于对一种观念的认同，即事故源于一系列存在瑕疵的决定和行为，这些瑕疵存在于组织共有的思维模式、观念和信念中，所有员工都应该对可能导致电厂安全不利的因素、活动和状态保持警觉。

4.7 倡导学习型组织

运行经验是非常宝贵的，要善于提高从经验中学习借鉴的能力。培训、自我评估、纠正行动和对标都是用来促进学习改进、提高运营绩效的方法。

4.8 核安全能接受持续的检验

运用督导的方式对安全及运行绩效进行强化和改进。运用多种监测技术实现对核安全持续、多视角、独立的监督审查。

5 核安全文化的建设建议

5.1 领导层对于精品工程的一致承诺

对建造质量和人员安全的承诺始于每个组织的高层领导。不同组织的领导层需要在程序和行为的清晰标准和共同期望的形成、传达、示范和强化过程中保持一致，而这些标准和期望对于按设计和执照要求，安全高质地建造核电厂至关重要。

5.2 强有力的一线主管是成功的关键

建造过程中，工作质量的实现和人员安全的保证在很大程度上依赖于一线主管的工作成绩。这些一线主管可能是一般的工头、主管、监工、现场或施工工程师或其他人员，这取决于参与到项目建设中的不同单位的组织结构。通常，主管要与工作人员一起对工作质量负责。因此，主管人员一方面要懂技术，另一方面要具有管理能力，才能理解工作内容、指导工作人员开展工作、实现工作标准和流程、解决人员绩效问题。

5.3 员工能够胜任工作任务

员工接受培训，并拥有安全地建造高质量核电项目的技能。他们理解管理期望，并能采取保证建造质量和员工安全所要求的行为。员工重视工前会、工作模拟体、即时的培训和授权以及防人因失误工具。他们理解组织希望他们对自己的工作保持客观冷静，并识别和报告任何安全或质量问题。

5.4 进度计划切实可行、易于理解

对于任何大型建设项目，有效的项目控制和详细的策划都是项目成功的关键因素。如果进度计划不切实际、协调不好、滞后，或者资源不足都会给建造质量和员工安全造成不利影响，特别是为了加快进度或削减成本而采取了不恰当的措施。

5.5 对核电厂建设的特殊要求

核电厂的建设要求严格执行大纲和程序，以保证满足所有要求和规定。有些特别的要求在其他建设项目中并不受到重视。因此，有些单位和员工可能并不熟悉这些要求。这些要求和规定包括：严格遵守项目政策、程序、工作文件和设计规格书；执行质量控制见证和停工待检点；保证凡事有据可查；满足抗震、环境和应急响应以及保卫要求；实施设备配置和施工质量的验证；通过问题识别和报告渠道对缺陷进行立刻报告和纠正；严格地设计控制流程以保证满足联合执照要求。

5.6 高度重视人员安全

高度重视并持续监督员工安全问题。通过组织和个人的努力，员工相信他们每天都可以平平安安下班。员工安全大纲的关键任务应该是解决现场实体情况和个人行为，通过改变现场的实际情况和个人行为使对员工构成的风险最小化。

5.7 按设计建设电厂

员工系统地、严格地按照设计建造核电厂。有关偏离设计、技术规格书或任何有关减少设计裕量的决策必须谨慎作出，设计方要参与到决策过程中。经理和主管理解这样的期望：当面临不确定或意料之外的情况时，采取行动，杜绝未经授权的变更、有缺陷的施工质量或员工风险。当面临异常或不确定情况时，工作人员应停止工作，进一步了解情况才能继续工作。高层领导应支持并强化保守决策。

6 结束语

建设符合核安全法规和标准规范要求的核电工程，确保核电工程建造质量和运行安全，这是核安全文化的重要任务。

参 考 文 献

AP1000核电技术 第6篇

三门核电一期工程是经批准实施的首个国家第三代核电建设自主化依托项目, 也是全球首台AP10000百万千瓦级压水堆核电机组工程。该工程的核反应堆厂房、屏蔽厂房和辅助厂房组成共同的筏基底板, 其最长边78.03m, 最短边27.74m, 中心最大半径22m, 厚度1.83m。其中核反应堆厂房及屏蔽厂房区域底板厚度约1.22m, 半径为22.098m, 反应堆厂房基础混凝土共分A、B、C三层浇筑, 本工程实施地点为反应堆厂房基础A层混凝土施工完成, 且核反应堆屏蔽厂房钢制安全壳CV底封吊装就位后, 在A层基础与CV底封头之间约100mm±50mm的空隙。该区域呈碗状结构, 灌浆基层混凝土强度等级为C35, 另一层为钢制CV底封头, 整个灌浆区域面积约为306m2, 灌浆总量约为30.6m3, 要求一次性灌浆完成。

2 施工关键工序

2.1 基层处理

灌浆基层为核反应堆厂房A层基础混凝土上表面, 该处施工缝采用机械凿毛处理, 凿毛深度为10mm为宜。在对A层混凝土凿毛过程中, 应在A层混凝土基础表面预埋4根外径为50mm内径35mm的灌浆软管及4根外径为40mm的吸水软管, 灌浆软管所在位置分别凿出一条30mm深的预留槽, 一方面便于灌浆软管的固定, 另一方面为防止CV底封头局部变形过大, 对灌浆软管造成挤压, 从而造成软管灌浆不畅及抽出困难。

灌浆软管采用锚固螺栓进行固定, 待灌注一定量后, 再将灌浆软管向外抽动到预定位置, 将其再次固定, 以确保灌浆料能够保持稳定, 同时也可确保灌浆软管在施工过程中不会因为灌浆压力而左右大幅度摆动, 使用完成后又可以顺利抽出。

A层基础中预埋的四根吸水软管, 其中两根吸水软管的终端临时固定在A层基础中心之前预留的的100mm100mm100mm的集水坑内, 另外两根终端布置在灌浆半径中点处, 根据现场实际情况用于辅助性抽水。吸水软管可采用钢筋卡子进行固定, 以确保在吸水过程中保持稳定牢固, 在基层湿润用水全部抽干后能够顺利抽出。所有基层混凝土表面处理、灌浆软管预埋及吸水软管的预埋及固定等工作均需在CV底封头吊装就位之前施工完成。

2.2 灌浆前准备

为确保A层混凝土基础与灌浆层之间结合良好, 灌浆前, 需对混凝土基层表面进行充分湿润。在灌浆前从A层基础四周外沿处开始向灌浆区域内洒水, 使A层基础表面能够充分湿润, 大量的湿润用水将通过之前在基础中预埋的吸水软管使用真空吸水泵进行抽出, 再使用吸尘器将集水坑表面积水吸出, 最后使用空压机用压缩气体通过吸水软管送至集水坑内, 将集水坑内最后残留的积水吹干, 以满足灌浆施工前基层表面无明水的要求, 吸水结束后及时将吸水软管抽出。

为减小因输送距离过长而导致的灌浆料流动性损失, 本工程灌浆设备均布置在灌浆区域周边钢结构平台上, 为防止灌浆过程中产生的灌浆料或粉尘等污染灌浆区域周边的钢结构, 需在灌浆设备底部操作平台上满铺雨布, 并配备废物桶等设施。为确保灌浆施工的连续性, 在现场灌浆施工开始之前必须提前备齐相应的计量或测量工具, 并准备好备用工具。确保有足够的材料以及符合灌浆料使用标准的施工用水等。

2.3 灌浆料的搅拌

灌浆料采用四台专用搅拌机在现场搅拌制备, 在使用搅拌设备前需先清洁机器:加入适量的清水, 开动设备, 让水循环搅拌几分钟, 起到润湿和清洁设备的作用。清洁完设备后, 必须排空设备和管道内剩余的积水, 以确保第一次搅拌出的材料水粉比正确。

制备灌浆料时, 必须严格按照本次施工设计灌浆料“BY-40改进型”的配合比进行计量。搅拌时应适当延长搅拌时间, 一般控制在180s左右。要搅拌后灌浆料的温度应控制在5℃~25℃之间。灌浆过程中严禁随意加水, 以免引起灌浆料本身性能的改变, 进而增加裂缝控制的难度。搅拌后灌浆料的初始流动度应大于290mm。

2.4 灌浆施工

2.4.1 灌浆准备及灌浆管的控制

灌浆采用灌注压力大于0.7MPa的灌浆泵通过预埋的灌浆软管进行。在灌浆开始之前, 先开机用水湿润整个灌浆管道, 然后再开始泵送灌浆料, 灌浆软管的湿润与基础湿润同时进行, 湿润后的水与基础湿润用水一并采用吸水软管进行排出。灌浆料必须保证连续供应, 以确保连续灌浆, 如发生意外不能连续供料, 应及时放慢泵送速度, 以保证连续泵送。在灌浆过程中, 灌浆机内的灌浆料液面不得低于20cm, 以防止吸入空气, 使气体进入灌浆层中, 影响灌浆的质量。

灌浆开始后, 将灌浆料通过四根灌浆软管中的三根依次将灌浆料输送到灌浆区域底部中心位置, 当浇筑到一定部位后, 再由四根灌浆软管同时从底部开始逐步向上灌浆, 随着灌浆时间的推移, 缓慢向外抽出灌浆软管。灌浆软管的抽出速度可通过理论计算与实际灌浆位置测量数据进行适时调整, 但要确保灌浆软管管头始终位于灌浆液面以下200mm以上。

2.4.2 灌浆高度的测量

因灌浆软管的拔出速度需根据理论计算及实际灌浆液面位置进行调整, 故灌浆过程中对灌浆液面位置进行测量是必须的。本工程灌浆液面测量采用Φ8的钢筋尺与灌浆定位仪联合测量的方法, 具体测量方法如下:

1) 施工前, 用Φ8的钢筋加工成测量灌浆液面位置的钢筋尺, 其中包括4根9m, 4根7m, 4根5m, 4根3m的, 要求钢筋尺具有一定的弧度, 以确保能够顺利插入CV底封头与A层混凝土基层之间的灌浆区域。2) 将定位仪的探头固定在Φ8的钢筋制作的探尺上, 将探头与探测仪连接起来, 每个加工好的钢筋探尺上绑扎两个探头。3) 每隔30分钟沿灌浆区域外围, 均匀插入4根绑有探头的测量钢筋尺, 当灌浆料碰到探头时, 探测仪的指针就会摆动, 从而确定灌浆料液面位置。

2.4.3 灌浆进度控制

本工程所选用搅拌机的制浆能力均能够满足灌浆泵的最大输送量, 因此可根据灌浆泵的输送能力进行计算灌浆速度:

每台泵一小时灌浆量:0.8m3;

四台泵一小时灌浆量:0.84=3.2m3;

灌浆总时间:30.6÷3.2=9.5625小时;

3 施工难点分析

1) 灌浆施工时, 灌浆区域周围钢结构支架已经安装完毕, 钢制安全壳CV底封头下部钢筋已绑扎完成, CV底封头已经吊装就位, 由此造成灌浆施工操作区域相对狭小。2) 本工程要求一次性灌浆完成, 灌浆面积大且形状不规则, 对灌浆质量及温度裂缝控制难度较大。3) 灌浆软管及吸水软管需在CV底封头吊装就位之前预埋, 灌浆时对其位置的控制难度较大。4) 灌浆之前对混凝土基层进行充分湿润后, 将湿润用水排出难度较大。

4 质量控制

4.1 材料选择及质量控制

本工程所选用的“BY-40改进型”灌浆料, 具有高流动性、微膨胀、不离析、不泌水等特性。该灌浆料属硅酸盐系无机灌注材料, 不老化, 对钢制CV底封头及钢筋无腐蚀, 其1天强度大于20MPa, 3天强度大于40MPa, 28天抗压强度可达60MPa, 满足相关规范及设计规格书对灌浆料相关性能要求, 且该系列灌浆料在其他工程有成功的应用。为确保施工质量, 对应用于本工程的原材料进行采购、进场、验收、储存等全过程质量监督。

4.2 灌浆区域保护

在CV底封头安装就位后, 在其底部靠近临时支撑短柱处黏贴一圈塑料防雨布, 用于防止雨水集杂物沿CV底封头外表面进入灌浆区域, 同时也可根据需要, 使用土工布和塑料布对灌浆区域边缘进行封堵, 以防止杂物和雨水等进入灌浆区域。

4.3 灌浆料的取样及检测

在灌浆施工之前的准备阶段, 应按相关规范及设计要求对灌浆料流动度、竖向膨胀率、泌水率、初凝时间等进行检查或检测, 确保灌浆料的质量符合相关规范及设计要求。在施工过程中, 分批次制作标养试块用以检测灌浆料的抗压强度是否能够符合要求。

4.4 灌浆料施工缝处理及养护

灌浆前准备好钢丝网, 钢丝网宽度稍小于外露的灌浆料表面宽度, 灌浆结束后, 在灌浆料上表面压入1~2层钢丝网, 钢丝网压入灌浆料深度控制在10mm~20mm, 接头部分应重复搭接, 以防止灌浆料表面产生裂缝, 然后对灌浆料暴露面覆盖一层塑料薄膜, 并进行3~6天的保湿养护。

5 结语

三门核电反应堆厂房混凝土基础与钢制CV底封头之间的压力灌浆施工, 通过大量的前期准备工作、科学的施工工艺流程安排以及精心地组织施工, 保证了压力灌浆施工的质量满足相关法规、规范及设计要求。它的成功实施, 为后续相关核电工程采用压力灌浆施工积累了丰富的施工经验以及提供了好的借鉴。

摘要：三门核电AP10000项目核反应堆厂房第一层混凝土基础与核屏蔽厂房钢制安全壳CV底封头之间的压力灌浆施工, 灌浆基材为碗状混凝土表面, 灌浆区域顶面为钢制安全壳CV底封头, 存在着施工间隙小, 基材湿润后排水困难, 灌浆液面高度难于监测等困难。通过事前精心准备、施工中严格执行以及各环节有效衔接, 最终确保了压力灌浆质量满足规范及相关设计要求。

关键词：压力灌浆,一次性整体灌浆,施工难点及重点分析,质量控制

参考文献

[1]水泥基灌浆材料应用技术规范, GB/T50448-2008.北京:中国计划出版社, 2008.

[2]建筑施工手册, 第四版.北京:中国建筑工业出版社, 2003.

[3]混凝土结构工程施工质量验收规范, GB50204-2008.北京:中国建筑工业出版社, 2011.

AP1000核电技术 第7篇

核反应堆是通过核裂变过程产生热量, 所以通常借助于观察与核裂变过程相联系的“辐射”来测量核反应堆的中子通量密度 (功率) 水平。在发生每一次裂变时, 都产生带能量的裂变碎片、中子、光子以及其他粒子, 这些辐射的数量和组成正比于裂变的数量, 这些辐射的发生率正比于裂变率, 因而正比于核反应堆的功率。因此, 反应堆的功率应该通过探测瞬发裂变的辐射来测量。反应堆功率的测量技术就是基于探测中子、α射线和γ射线的技术。

反应堆功率测量公式为P=471.58ψm (MW) , 反应堆建成装料后核燃料的质量m (g) 是一定的, 由上公式可知, 只要测得中子通量密度ψ (neutron/ (cm2s) ) , 就可以得到反应堆功率P (MW) 。

2、核侧仪表系统的功能

2.1 一般功能

核测仪表系统的功能是连续监测反应堆功率、功率水平的变化和功率分布。为了实现这一目的, 核测仪表系统使用反应堆容器四周的一系列探测器测量反应堆中子注量率。

2.2 安全功能

堆外核测仪表系统作为反应堆保护系统的一部分, 其安全功能是向反应堆保护系统提供中子注量率信号, 在高中子注量率和高变化率的情况下, 触发反应堆停堆。

3、核测仪表系统介绍

3.1 系统概况

核仪表系统属于核电厂保护和监测系统的一个子系统, 为核安全相关设备。由四个相同且独立的设备序列组成, 四个序列互为冗余, 当其中一个序列出现故障时, 另外三个序列可以执行相关逻辑的安全功能, 因此大大提高了系统的安全性能。

3.2 系统探测器描述

从完全停堆状态到满功率期间, 采用源量程、中间量程和功率量程三种中子探测器来监测中子注量率。这三种量程的探测器种类和数量如下:

(1) 源量程4个BF3比例计数器探测器; (2) 中间/宽量程4个裂变室探测器; (3) 功率量程4个非补偿电离室探测器。

探测器和仪表都是经过选择的, 使源量程的上部测量范围和中间量程通道的下部测量范围之间相重叠。仪表的功率量程覆盖整个仪表量程大约2个量级, 这是一个线性量程, 并与中间量程的上部测量范围重叠。核探测器被安装在反应堆压力容器周围混凝土屏蔽层内的仪表通道内。

堆外核测仪表系统由三种类型的探测器组成, 分别为:源量程探测器、中间量程探测器、功率量程探测器。下面将重点介绍这三种探测器的工作原理。

第一、源量程探测器:量程探测器测量反应堆停堆和反应堆启动的物理试验阶段的中子通量密度。测量的反应堆功率功率为10-9%满功率到10-5%满功率。

源量程探测器包括含硼正比计数管与三氟化硼 (BF3) 正比计数管两类, 第三代核电AP1000采用三氟化硼 (BF3) 正比计数管, 下面介绍一下此类探测器的基本原理:

BF3正比计数管最普通的结构是圆柱形状。中心阳极细丝用钨丝做成, 通过玻璃或陶瓷与外壳绝缘。圆柱形外壳有金属和玻璃两种, 若是金属兼作阴极。管内充三氟化硼 (BF3) 气体, 其结构如图1所示。

入射中子和BF3反应产生电子和正离子。在外电场的作用下, 电子和正离子分别向阳极和阴极运动, 形成电脉冲 (α脉冲) 。在负载电阻上就产生一个电压脉冲, 脉冲频率与中子通量密度水平成正比关系。从而可以得到与中子通量密度成比例的计数。

第二、中间量程探测器:不同的核电站, 中间量程探测器测量原理不同, 主要包括γ补偿电离室和裂变电离室两种。AP1000核电站采用裂变电离室探测器, 该探测器原理如下:

裂变室 (见图2) 由测量区 (即灵敏区) 同心外壳, 同轴电缆等组成。裂变室的外径为4.7mm, 长度为66mm, 灵敏区长27mm。它的外壳, 外电极, 芯极及同轴电缆的材料均为不锈钢, 绝缘材料为三氧化二铝。灵敏区体积内充有纯度为99.9995%的氩气, 裂变室的电极表面涂一层二氧化铀, 其质量厚度为0.3mg/cm2。涂层的铀235丰度为93%。

裂变室的测量中子原理是这样的, 反应堆堆芯的热中子射入裂变室的灵敏体积内打在涂有UO2的电极上, 热中子时铀235核发生裂变, 裂变碎片是重离子 (即是一种重带电粒子) , 它使氩气电离而输出电流Io:Io=Snφ

式中:Sn为裂变室对热中子的灵敏度, φ为测点处的热中子通量密度, 因此中子通量就可由电流测得。

第三、功率量程探测器:AP1000核电站功率量程探测器采用非补偿电离室, 具体原理如下。

电离室主要是由高压电极、集电极以及电极之间绝缘支撑构成, 如图3所示。电离室的电极之间充有气体。

进入电极之间空间的带电粒子将引起气体分子电离, 从而产生正负离子对, 由于离子电流与反应堆功率成正比, 因此通过测量离子电离, 就可以测得反应堆功率。

4、第三代AP1000核测量系统同二代核电站测量系统的区别

AP1000堆外核仪表系统基本上与中国其他核电站测量系统相似, 但在信号处理方式和个别探测器的选型有所不同, 下面具体介绍AP1000核电站堆外核仪表系统与其他堆外核仪表系统的比较。

4.1 中间量程采用裂变电离室

采用裂变电离室有以下特点:测量范围较宽;测量精度高;具备事故后测量功能。

4.2 采用四套相同的探测器序列

AP1000堆外核测量系统探测器数量为:源量程探测器4个, 中间量程探测4个, 功率量程探测4个。相比于其他核电站的, 源量程2个, 中间量程2个, 功率量程4个, 更为优越一些。当源量程通道只有2个时, 其中一个探测器出现故障, 就可导致反应堆停堆事故发生。而AP1000核电站具有4个源量程探测器, 当其中一个探测器出现故障, 另外三个探测器正常运行时, 不会导致反应堆停堆事故, 大大提高了核电站的安全性能与经济性能。

摘要：堆外核测量系统是核电站重要的核安全级系统, 该系统的正常运行为核电站的安全提供了重要的保障。本文着重介绍核测量技术在世界上最先进的第三代AP1000核电站的应用。

AP1000核电技术 第8篇

核电工程项目的设计往往由2个或多个设计责任主体, 通过分工和协作来完成。设计接口可以定义为各不同的设计责任主体因责任分工而形成的工作界面。设计接口信息是指各设计责任主体为完成相关设计工作, 必须在界面之间进行交换的信息, 主要由设计输入的技术接口参数和图纸组成。设计接口管理就是通过对接口交换的原则、内容和时间等进行规范、记录和控制, 从而满足设计相关方的设计输入要求。

设计接口的具体内容和划分则取决于项目合作伙伴的组成以及合同签订方式[1]。就国核工程有限公司所承接的三代核电技术AP1000核电项目的合同方式来说, 其核岛 (Nuclear Island, NI) 和常规岛 (Conventional Island, CI) /电站配套设施 (Balance of Plant, BOP) 的设计, 分别由不同的设计单位来承接。这种合同和工作范围的划分方式, 决定了AP1000项目的设计接口为NI和CI/BOP之间的岛间设计接口。而对于AP1000而言, 它有多个核岛系统的设备布置在CI的汽轮机厂房内, 常规岛设计方需安排核岛设备在汽机厂房的土建布置设计、管线接口和电源接口设计等, 导致AP1000设计接口比以往的核电项目更为复杂。设计是核电工程项目的“龙头”, 设计接口管理的好坏, 会直接影响到项目的设计进展。因此, 有必要研究对设计接口的管理体系、模式、传递渠道和工作流程进行深入研究, 以实现设计接口的有序、高效管控。

1 AP1000设计接口管理的目标

AP1000设计接口管理的目标是实现接口交换的时间和内容满足不同设计方的设计进度和质量要求。接口资料的及时、顺畅交换, 对于各设计方顺利开展设计至关重要。譬如, CI和BOP设计方提供的资料、要求条件经常是NI设计方进行下一步设计的重要设计输入, 会对NI的下一步工作产生影响。同样地, NI设计接口资料是否及时和准确提交, 也将影响CI/BOP的设计工作。接口问题如不事先协调、及时处理, 就可能影响工程进展, 导致工期延误, 严重者甚至影响总体系统功能的发挥。AP1000核电项目的设计接口条目繁多, 内容错综复杂。因此, 成立了专门的接口协调机构来协调、管理岛间的设计接口资料交换活动。AP1000核电项目的设计接口结构关系图如图1所示, 接口协调机构在设计接口交换中承担重要的监督和管理的责任。为了实现设计接口管理的目标, 接口协调机构必须研究NI和CI/BOP之间的接口工作范围和边界划分, 制定接口文件和数据传递的渠道和模式, 并主动监督、协调接口交换活动, 使各设计方彼此协同配合, 以求达到满足设计进度、工程顺利进展的目标。

2 AP1000设计接口的管理体系

AP1000核电项目的设计接口管理体系分为3个层级, 它们分别是第一层:接口管理程序 (Interface Management Procedure, IMP) ;第二层:接口控制手册 (Interface Control Manual, ICM) ;第三层:详细接口文件 (Detailed Interface Document, DID) 。IMP是顶层文件, 目的是为了有序地控制接口交换, 它由业主颁布, 并获得各方批准后实施。它规定了各设计方接口交换的原则, 是管理接口交换过程的强制执行程序。作为第二层文件的ICM是接口管理的工具, 它是一份包含上千条接口条目的动态清单, 而每个接口条目又包括接口编码、描述、交换方、所属专业和系统、类别、参考文件、交换时间等基本信息, 并对接口信息的交换状态进行动态跟踪。值得说明的是, ICM本身并不包含具体的设计接口数据。作为设计接口底层文件的DID, 则是一份信息量巨大的接口设计文件, 它包含了NI和CI/BOP之间机械、电气、仪控、土建等各专业接口边界划分, 以及详细的设计接口参数。

3 AP1000设计接口管理模式

归纳中国几个核电工程项目的经验, 设计接口管理的主要模式有三种:

a) 协调会制度模式, 通过会议进行设计单位的接口协调管理方式;

b) 由设计承包方建立明确的外部接口与内部接口方式, 这是以设计院为主导的一种管理方式;

c) 由业主或核电总承包单位建立接口控制手册ICM方式。由业主或核电总承包单位负责根据设计分工和进度计划, 编制动态的ICM, 内含接口的交换方、涉及的系统或构筑物、接口信息、交换的时间进度要求等信息, 以手册的形式发布供各相关方执行和跟踪协调。

与大亚湾、岭澳核电项目相似, AP1000核电项目采用了ICM模式来进行设计接口的整体控制和把握。该模式具有许多的优点:

a) ICM是一个处于不断更新和完善中的动态数据库 (总体院每月更新ICM) , 它从整体上呈现、控制着项目本阶段中存在的所有设计接口, 使接口交换处于受控状态, 为工程进展提供了指引;

b) ICM加强了工程设计中的进度控制。因为每个接口的交换时间和交换内容已经按照工程设计的逻辑顺序进行了设置, 并且, 接口交换的时间通过多次会议得到了各方认可, 且满足设计二级进度和三级进度的要求。接口协调机构可以根据规定的信息交换时间来检查NI和CI/BOP设计进度的进展情况并进行协调;

c) 通过ICM能够方便地进行接口信息检索, 并得到相关支持文件;

d) ICM的管理模式可以很好地借鉴和移植于后续项目中[2]。

4 AP1000设计接口的传递渠道

在AP1000核电项目中, 具体的设计接口参数和图纸的交换, 通过接口信息交换单来进行, 而接口信息交换单往往是作为正式信函的附件来传递。由于走正式函件这一途径需要通过多道审查程序, 比较耗时, 需要以非正式的通讯渠道作为补充, 以提高沟通的效率。必要时, 接口协调机构还需组织各设计方, 召开设计接口协调会, 来协调各方及时获取解决问题或分歧的方案。

4.1 接口信息交换单

为了便于管理, 接口管理程序 (IMP) 规定, 接口数据必须通过接口信息交换单来传递。同时, IMP程序对其编码和格式进行了约定。接口信息交换单分为索取单、提资单和确认单三种, 分别用于接口资料的索取、提交和确认 (关闭) 。接口信息交换单包含此次交换所涉及接口编号、接口内容、接口交换的阶段, 以及具体的提资内容等信息。这些信息能够和ICM的条目一一对应, 便于各方进行状态跟踪, 也便于ICM的编制方总体院进行归档和更新工作。

4.2 正式信函

接口信息交换单需要通过正式信函来传递。正式信函分为收函与发函两大类, 并有相应的分发和审批流程。每封信函都有独立的编码, 并被上传电子文档管理系统中, 便于下载、查询和跟踪。

4.3 非正式渠道

正式信函的途径虽然具有正式、便于追溯的优点, 但需经过层层审查, 效率较低, 所以需要以非正式的通讯渠道 (如电话、电子邮件等方式) 作为补充, 以提高沟通的效率, 减少正式信函的往来。而对于重要的问题, 当通过非正式渠道传递资料或澄清问题后, 仍须补发正式函件来做记录和跟踪。

4.4 设计接口协调会

接口交换的关键是要满足设计进度的要求。由于NI设计方和CI/BOP设计方根据不同的合同关系制定了各自三级进度, 导致一些接口信息的交换时间无法达成一致。接口交换双方也可能对接口资料的提交范围和深度存在分歧。当NI和CI/BOP之间存在反复无法达成一致的接口项时, 或存在影响设计进度的重大接口问题时, 接口协调机构须及时组织各方召开设计接口协调会, 探求解决问题或分歧的方案, 通过协商以促成一致意见。同时, ICM本身因为条目繁多, 亦需定期召开多方会议进行状态梳理。

5 AP1000设计接口管理的工作流程

接口协调机构按照如图2所示的工作流程协调、管理和传递NI和CI/BOP之间的接口数据。

按照图2所示的工作流程管理设计接口的交换活动, 有如下几点经验反馈:

a) 应督促各设计方严格按照ICM具体规定的日期, 提交和确认接口数据, 使接口数据的交换按时进行[3];

b) 及时审查接口数据提供方提交的接口资料是否正确完整, 信息是否出现混淆, 接受方是否进行了确认, 确认是否完备。如有问题及时澄清解决, 并及时起草函件传递接口数据;

c) 定期审查和梳理各专业ICM的状态, 并根据需要召开ICM会议, 更新ICM条目, 对过期或开口的条目制订关闭的行动项, 保持ICM的有效性;

d) 对反复出现、长时间未能解决、影响到采购和施工进度及其它对核电站的安全、费用、质量存在重大影响的热点接口问题, 应主动协调和组织接口协调会议, 加以梳理和澄清, 并加快解决;

e) 对过期信息进行重点管理, 包括对过期会议行动项、过期ICM条目和过期未答复信函的管理, 定期催促责任方完成;

f) 编制设计接口热点接口问题的跟踪报告, 包括以下内容:问题的描述 (包括相关参考文献、函件的梳理) , 问题产生的原因分析, 问题可能产生的后果 (影响采购进度、施工进度, 或影响费用等) 以及建议的解决方案和目前状态等。

6 结语

AP1000核电项目的设计接口管理是一项内容繁多、关系错综复杂的工作。接口管理的好坏, 关系着NI和CI/BOP各设计方的设计进度, 严重时会影响到整个工程的进展。本文研究了AP1000项目的设计接口管理体系、模式、传递渠道和工作流程, 并对AP1000的设计接口管理工作总结了几点经验反馈, 对于高效管理和有序控制设计接口, 提升管理水平和能力提供了指导。由于NI和CI/BOP分岛设计的模式在后续AP1000项目, 乃至其它核电项目中都普遍存在, 本文的研究对于这些项目也具有积极的借鉴意义。

摘要：研究了三代核电技术AP1000工程项目的设计接口管理体系、模式、传递渠道和工作流程, 并对AP1000的设计接口管理工作总结了几点经验反馈, 为高效、有序地管理和控制核电项目NI和CI/BOP之间设计接口交换提供了方法 和思路。

关键词：设计接口,接口协调机构,接口管理,经验反馈

参考文献

[1]程东平, 孙汉虹.核电工程项目管理[M].北京:中国电力出版社, 2006.

[2]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社, 2008.

AP1000核电技术 第9篇

AP1000核电厂作为第三代核电机组, 在传统成熟的压水堆核电技术基础上, 引入安全系统非能动概念, 在设计中采用非能动严重事故预防和缓解措施, 使核电厂安全系统的设计发生了革新的变化, 使核电厂安全性和可靠性显著提高。作为核电厂运行所必需的重要系统, 虽然通信系统本身并不是核安全相关系统, 但与核电厂安全运行和实施核事故应急计划有关, 且提供核电厂运行所必需的全部通信连接, 因此对其系统设计进行研究是十分必要的。

AP1000通信系统 (EFS) 由厂内通信和厂外通信两部分构成。

厂内通信在核电厂事故工况 (除地震情况外) 或异常状态 (包括火灾) 时, 在最大噪声限度条件下为厂内人员提供可靠有效的通信手段;厂外通信在应急工况下, 需保证主控室操作员、远程停堆站操作员、PPS报警站操作员和/或其他特定人员与外界应急机构及核电厂内人员的直通线路。

2 子系统设计

在正常运行、维护、瞬态情况、火灾和事故 (包括失去厂外电源) 状况下, EFS各子系统发挥其功能。子系统包括:无线电话及寻呼系统;呼叫通话系统;声力电话系统;自动电话系统 (PABX) ;应急自动电话系统 (EPABX) ;时钟系统;警报系统。

2.1 无线电话及寻呼系统

AP1000无线电话及寻呼系统将作为核电厂所有区域的主要通信方式。本系统覆盖核电厂内外, 由无线主控单元 (MCU) 、无线电话终端、基站、天线及其他必要设备构成。使用人员携带无线电话终端可在核电厂任何区域进行通话。

2.2 呼叫通话系统

呼叫通话系统作为无线电话及寻呼系统的备用, 使全厂通信系统更加灵活、可靠。本系统以微处理器为基础, 可以播放多声调警报信号和预先录制的语音信息, 同时可用于在电厂范围内的个人寻呼及公共广播, 也可用于普通的语音通信。

2.3 声力电话系统

声力电话系统为某些工作人员提供特定通信手段。本系统可用于电厂检修、仪表校准、燃料更换、停堆检修及电厂停堆操作过程中的工作人员通信。

2.4 自动电话系统 (PABX)

自动电话系统 (PABX) 提供核电厂全厂范围内的语音通话功能, 与厂外通信有接口, 可作为无线电话及寻呼系统备用。

PABX系统由主机、连接电缆、终端 (按键电话) 及其他配套设备构成。

PABX系统提供全双工语音通信。系统具有呼叫转移和电话会议 (最多5个终端用户, 包括无线移动手持机) 功能。

2.5 应急自动电话系统 (EPABX)

应急自动电话系统 (EPABX) 能提供主控室、远程停堆站、技术支持中心和其他关键的操作区域之间的应急通信, 并具有呼叫转移和电话会议功能。

2.6 时钟系统

时钟系统由母钟为核电厂各子项提供统一的时间脉冲, 控制各子钟同步运行, 显示同一标准的时间。本系统可提供精确的基准时间信号, 目的是为ECS主交流电源系统的高等级继电保护及TVS闭路电视系统建立一个顺序的时间记录。PLS电厂控制系统和常规岛有其独立的时钟系统。

2.7 警报系统

警报系统独立于其他通信子系统。由遍布全厂的可发出声、光警报信号的设备组成。一个多音频信号发生器通过警报系统放大器和扬声器发出警报。高噪声区域使用闪烁的指示灯。

警报系统在主控室和远程停堆站发出信号并可进行音调选择。

2.8 通信设备间设计

EFS系统为所有电厂运行人员提供有效可靠的通信手段并可向电厂指定区域人员发出应急警报信号。因此, 除用于换料及停堆的声力电话子系统设置在特定功能区域内, 其他EFS系统设备遍布整个电厂。

PABX自动电话系统、EPABX应急自动电话系统、直通电话系统、无线电话及寻呼系统、呼叫通话系统为两机组共用, 声力电话系统、时钟系统及警报系统为每个机组一套。可选择单个机组或双机组实现呼叫和警报功能。两机组间外部铜缆连接可防浪涌及电位差。

PABX系统交换机、EPABX系统交换机、时钟系统GPS接收装置、多音频警报发生器及呼叫通话系统合并分离柜均设置于附属厂房的通信设备间内。附属厂房通信设备间布置如图1所示。

无线电话主机MCU及呼叫通话系统的合并分离柜分别放置在不同房间或防火分区, 由不同UPS系统供电。任何一个系统的失效不会影响另一个系统的正常运行。

2.9 主控室通信系统设计

主控室操作员需与所有语音通信系统进行通话。这些通信设备需放置在不同位置以避免设备故障导致系统不可用。设备接口位置不能与其他控制和指示设备接口相冲突。接口可连接多条通信线路与多方进行通话而无需更换设备, 多个主控室人员可同时参与对话。正在使用的设备及通信线路识别通过音调和指示灯区分。区别于所有其他主控室能听到的警报音调。设备的音量可调。系统可满足今后核电厂的扩容需求。

3 与M310电站技术要点对比

在设计基准方面存在一致性和差异性。

1) 一致性

AP1000电站及M310电站通信系统均为非安全级系统, 但其中部分系统与核电机组的安全运行和实施核事故应急计划有关。功能均为在核电厂正常运行、事故工况 (不包含地震) 、异常状态 (包含火灾) 时提供厂内外通信手段。

2) 差异性

M310电站通信系统可靠性是通过系统多样设置和冗余度来保证, AP1000电站系统可靠性则是通过多样通信子系统交换机中继链路的互联保证。单一故障, 即使是完全独立的通信子系统丧失造成的故障亦不会影响电厂指定区域之间通信的有效性, 这将提高整个系统的适应性。

AP1000电站与M310电站通信系统子系统设计及功能大体相同, 但子系统设置方式存在较大差异, 主要包括:

(1) 无线电话及寻呼系统

AP1000无线电话及寻呼系统相对M310堆型电站通信系统为新增。并且作为AP1000电站的主要通信手段, 无线电话及寻呼系统无盲区覆盖全厂, 可与自动电话系统和应急自动电话系统实现无缝连接, 作为有线电话网的扩充。

AP1000电站无线电话及寻呼系统在核岛的使用区域广泛, 因此本系统设备对仪表控制设备的电磁干扰问题变得尤为重要, 需要对设备的电磁兼容性提出要求, 符合IEC6100系列标准及NRC RG1.180《对安全相关仪控系统电磁和射频干扰影响的评估导则》要求的设备才能在核岛上述区域使用, 这关系到核电厂的运行安全。

其运行应对电厂其他通信系统无干扰, 反之亦然。

(2) 电磁干扰呼叫通话系统

将M310电站中内部对讲系统和有线广播系统的功能合并为呼叫通话系统。

同时, 呼叫通话系统增加了公共广播切入功能通过拨打公共广播号码, 从任意一台固定电话终端或无线电话终端可通过呼叫通话系统进行广播通知。

(3) 警报系统

AP1000核电厂采用了声光警报系统, 而M310核电厂仅设置声警报系统。频闪灯用于环境噪声过大使得警报声响难以达到高于环境噪声音域5d B, 以及噪声强度大于110d BA的场所。

M310电站声警报系统作为有线广播系统的备用, 设置方式为双机组共用, AP1000电站警报系统独立于其他通信子系统, 每个机组都有一套完整的警报系统用于在机组内启动和发出警报信号。对于全厂应急事件, 授权的机组能将其警报系统与其他机组警报系统合并。

同时增加了应急平台设计, 在应急工况下接入核电厂既有的通信系统, 使应急指挥人员能够通过统一的平台、利用既有通信系统设备的功能快速、简捷、灵活、高效地进行应急处理, 并提供良好的通信保证。系统功能包括各通信子系统的接入、监控、卫星链路、统一的操作界面以及无线网络控制器的备份, 如图2所示。

4 结束语

AP1000电站作为三代非能动安全先进核电厂, 其通信系统设计相对于M310电站亦做出很多优化, 存在其先进性和可靠性。其优势包括:

(1) 无线电话全厂覆盖。

(2) AP1000电站呼叫通话系统集生产调度、通信和广播功能为一体。M310电站需单独设置有线广播系统和内部对讲系统。

(3) AP1000电站采用子系统联网方式保证系统可靠性, 并且在通信设备间设置切换开关, 用于切换直通电话系统、时钟系统、声力电话系统、呼叫通话系统及警报系统在主控室与其他子系统的电路。

(4) 系统供电方面, AP1000电站由非安全相关不间断电源系统 (EDS) 供电。相对于M310电站的主电源失电后由UPS蓄电池组自动切换保证半小时供电。电源可靠性明显提高。

综上所述, AP1000电站通信系统的设计有其先进、可靠、多样、便捷的优点, 同时也要指出通信系统作为非安全级系统, 不保证全厂断电、地震、水淹等事故工况下通信设备正常使用。因此在核事故发生时如何保证应急通信信道畅通还是需要继续研究的课题。

摘要：AP1000电站在传统压水堆核电技术的基础上, 引入安全系统非能动概念, 使核电厂安全系统设计发生了新的变化。本论文首先介绍了系统概述、功能及安全分级, 接着阐述了子系统的设计原则、设备设置、通信设备间及主控室通信系统设计, 同时将AP1000与M310堆型电站设计技术要点进行了对比, 最后得出结论。

关键词：无线电话及寻呼系统,呼叫通话系统,警报系统,应急通信

参考文献

[1]AP1000电站设计准则 (LDX-GTEC-G1-001-B302) .

[2]电气系统设计准则 (LDX-GTEC-E1-001-B304) .

[3]安全相关仪控系统的电磁和射频干扰评估导则 (NRC RG1.180) .

[4]核电厂电磁干扰试验导则 (EPRI TR 102323) .

[5]通信系统说明书 (LDX-EFS-E8-C01-B304) .

[6]陈战.AP1000后续核电项目低压接地系统设置探因分析及对策[J].电气应用, 2012, 06.

AP1000核电技术 第10篇

关键词：AP1000核电,给水泵系统,系统设计,系统改进

给水泵在电站辅机中占有重要的地位, 作为二回路的主要动力源, 给水泵的功耗约为机组功率的2%, 其安全可靠运行, 直接影响到整个电站的安全性和可用率[1]。

给水泵的作用是将除氧器的水抽出并升压, 经高压加热器送到蒸发器, 由于系统设置给水泵的作用是使给水获得较高的压力, 以便能进入高加后克服其中受热面的阻力, 在高加出口得到额定压力参数的蒸汽。理论上给水在高加中吸热是一个定压过程, 实际上由于存在压力损失, 所以给水泵出口处是整个系统中压力最高的部位。本文针对海阳核电给水泵系统的改进项目, 探析AP1000核电给水泵系统的设计及改进。

1 电站给水泵系统常用设计及其特点

1.1 给水泵常用配置特点及系统组成

电站给水泵驱动方式主要有小汽机驱动和电动机驱动两种, 配置方式有两汽一电、两电+一备、三电+一备、三电 (无备用) 等。为提高给水泵运行的经济性, 大容量机组都采用变速调节的高速给水泵, 转速为5 000~8 000 r/min。在同样的流量和扬程条件下, 采用高速给水泵, 可以减少泵的体积, 减轻泵的重量, 节省材料, 提高运行可靠性[2,3]。

给水泵传送的流体是高温的饱和水, 发生汽蚀的可能性较大。要使泵不发生汽蚀, 必须使有效汽蚀余量大于必需的汽蚀余量。泵必需的汽蚀余量随转速的平方成正比地改变, 因此, 高速泵所需的汽蚀余量比一般水泵高得多, 其抗汽蚀性能大大下降, 当滑压运行的除氧器工况波动时极易引起汽蚀。为防止给水泵汽蚀, 每台给水泵前都安装一台低速前置泵。前置泵的转速较低, 所需的汽蚀余量大大减少, 加之除氧器仍安装在一定高度, 故给水不易汽化。当给水经前置泵后压力提高, 增加了进入给水泵的入口压力, 提高了泵的有效汽蚀余量, 能有效地防止给水泵汽蚀, 并可大幅度降低除氧器的布置高度[4]。

汽动给水泵系统:汽动给水泵系统比较复杂, 除主设备给水泵汽轮机、主给水泵和前置泵外, 还有高低压供汽系统、润滑油系统、排油烟系统、轴封系统、疏水系统、排汽系统、盘车装置以及一套比较复杂的电液控制系统, 任何一个系统出现故障, 都会影响汽动给水泵的可靠性。系统图如图1所示。

电动给水泵系统:电动给水泵系统则相对简单, 其主要设备为前置泵、电机、主给水泵、齿轮箱 (或液力耦合器) [5], 辅助系统主要是润滑油系统 (如图2所示) 。

1.2 常规火电配置

大机组常规火电给水系统通常配置两台50%容量的汽动给水泵作为经常运行, 一台30%容量的电动调速给水泵作为机组启动和汽动给水泵故障时的备用泵。电动给水泵在机组正常运行期间处于热备用状态, 当汽轮机甩负荷或汽动给水泵突然出现故障时, 电动给水泵能立即投入运行。电动给水泵能够自动跟踪汽动给水泵的运行状态, 并可以与汽动给水泵并列运行[6]。

1.3 其他核电配置

大亚湾、岭澳一期核电:每台机组配置三台主给水泵 (两汽一电) , 正常工况时两台汽动泵运行, 一台电动泵备用, 汽动泵最大容量为65%额定给水流量 (大亚湾) , 汽动泵最大容量为75%额定给水流量 (岭澳一期) 。电泵为30%额定给水流量。岭澳二期核电:每台机组配置三台主给水泵 (三电) , 每台电泵50%额定给水流量, 正常工况时两台电泵运行, 一台电泵备用[7]。

2 海阳核电给水泵系统设计分析

海阳核电一期工程根据AP1000的标准设计, 采用3台33.3%容量的 (额定给水流量2 548 m3/h) 电动定速主给水泵组并列运行, 不设备用给水泵。

2.1 性能要求

每台主给水泵的设计功能为:在前置泵以1 490 r/min和压力级泵以4 750 r/min运行时, 能以7.45 MPa的扬程输送630 kg/s的流量, 因此每台主给水泵的功率为8 100 k W, 主要参数表如表1所示。

其中:工况A对应于100%正常负荷工况;

工况B对应于增加给水需求, 以补充蒸汽发生器的水装量损失;

工况C对应于调节阀全开工况。

2.2 系统组成及描述

主给水泵由前置泵、齿轮箱、电机、压力级泵组成 (如图3所示) 。

来自除氧器的水经过电动隔离阀和临时滤网进入前置泵, 然后进过流量孔板和永久滤网进入压力级泵, 经过压力级泵升压后的给水经过出口逆止阀和电动隔离阀送到高压加热器。

2.3 系统设计特点

(1) 采用电动泵, 而非汽动泵

海阳核电选用电动给水泵的原因主要和主机选型有关。大机组常规火电机组均是全速机组, 参数较高, 新蒸汽全部为过热蒸汽, 由于给水泵汽轮机的效率较高, 长期运行效率可观, 因此采用汽动给水泵作为运行给水泵已基本达成共识。

对于核电机组, 由于蒸汽参数较火电机组低很多, 新蒸汽为带一定湿度的饱和蒸汽, 汽轮机为了考虑蒸汽除湿, 内功率有所降低, 特别是主机采用半速机后, 选用汽动给水泵与电动给水泵在运行经济性方面相差不大。大亚湾及岭澳一期选择汽动给水泵原因是这两个电厂都选用全速机, 由于当时主机末级叶片加工技术无法满足, 因此发电机组的轴系无法太长, 因此限制了汽缸排气面积, 为降低主机排汽损耗, 提高主机低压缸末级效率, 因此选用汽动给水泵。而岭澳二期主机采用的是半速机, 低压缸末级效率得到提高, 因此选择采用电动给水泵。海阳核电汽轮机采用日本三菱与哈动联合供货的半转速 (1 500 r/mim) 凝汽式汽轮发电机组, 型式为单轴、中间再热、四缸六排汽, 因此选用电动给水泵的方案是可行的。

(2) 采用三台电泵, 没有备用泵

根据AP1000的标准设计, 每台机组只设置三台容量分别为33.3%的电动给水泵, 而无需备用。根据AP1000的设计理念, 给水泵设备可用率很高, 且一旦出现单泵跳闸的问题时, 可以通过调整给水调节阀调节SG的水位, 并且与核岛进行连锁后降到70%功率运行。该设计理念对系统设计而言相对简单, 但对给水泵的制造要求大大增加。特别是海阳项目给水泵由上海电力修造总厂与日本三菱联合制造, 对于第一次接触核电项目的国内总承包公司, 风险较大。

(3) 采用齿轮箱, 取代耦合器

采用齿轮箱的定速泵理念, 而非采用耦合器进行调节, 使系统比较简单, 但是在实际的运行工况变化多样, 采用定速泵后或多或少会使流量大于或小于实际的要求, 对系统的经济性影响较大, 但提高了系统运行的简便性和安全性。

2.4 关于最大流量点问题

采用定速泵无备用后, 最大的问题是如何解决单泵跳闸后系统最大流量点的问题, 而该问题又与上述的设计理念有直接的联系。

2.4.1给水调节阀的工作原理

图4为三冲量给水调节示意图。当正常运行期间, 通过装在给水出口管路的给水调节阀开度调节向SG的供水量。

AP1000机组高负荷时, 投入三冲量调节给水调节模式, 通过SG水位、给水流量和蒸汽流量的测量值来控制给水调节阀开度, 保证SG水位在设定范围内波动。

如图5所示, 当单台给水泵跳闸时, 由于蒸汽/给水流量不匹配, 需立即触发Runback快速降至70%负荷, 反应堆控制棒下插, 通过降低功率来减少SG的产汽量。汽机调节汽门快关, 以100%负荷/分钟的速度在18秒时间降负荷至70%。

瞬态初期, 给水流量小于蒸汽流量, 蒸发器水位持续下降。通过三冲量调节, 给水流量调节阀开度将增大, 减小调节阀的节流阻力, 降低运行给水泵出口背压, 克服SG与除氧器间的差压, 来增加给水总量, 缓和SG水位下降。此时两台运行给水泵的水量远大于给水泵额定给水量, 出现了给水泵的最大流量工况点。

单台给水泵跳泵, 给水流量降低, 给水管路沿程阻力降低, 运行泵背压降低, 每台泵供水量略大于额定流量, 为A>B。

给水调节阀开度增加, 管路阻力迅速降低以进一步增加供水量, 为B>C, C点处给水泵流量最大, 扬程最低。

待SG水位开始回升, 给水调节阀关小以保证汽水量平衡, 为C>D。

根据WEC提供的Runback过程给水流量瞬态曲线分析, 两台给水泵处于最大工况点的供水量相当于三台泵总给水量的88.8%。即最大流量工况点每台泵提供44.4%总给水量, 为给水泵额定流量的133.3%。为了满足单泵跳闸Runback瞬态工况下, SG对给水流量的需求, 海阳项目给水泵的流量、扬程和电机功率有足够设计裕量。运行给水泵在瞬态期间的最大工况点流量为额定流量的133.3%, 此时给水泵扬程相对额定流量扬程下降约0.8 MPa, 但可以向SG正常供水。正常运行时, 主给水调节阀为节流运行, 每台给水泵的出口有0.8 MPa消耗在主给水调节阀上。此时, 给水泵的扬程裕量被主给水调节阀节流吸收, 造成潜在经济损失。

3 海阳核电给水泵系统设计的改进

3.1 目前海阳核电给水泵系统存在的问题

由于海阳核电给水泵系统不设置备用给水泵, 假定每年因一台给水泵停运而被迫70%功率运行一天, 损失电量为902万k Wh, 上网电价按0.40元/k Wh计, 损失360万元/年。机组在额定负荷时, 给水调节阀节流运行, 开度仅60%, 阀门阻力在0.89 MPa以上。对应消耗电功率大约2 400 k W (忽略给水节流升温回收的能量) , 按年运行7 000 h, 上网电价0.40元/k Wh计算, 每年因主给水调节阀节流损失2 4007 0000.4=672万元/年, 即运行三年的经济损失与一台给水泵组的价格相当。另外, 主给水调节阀节流较大也使阀芯易磨损, 影响寿命。

3.2 改进措施

(1) 配置一台备用泵

为了避免标准AP1000核电机组主给水泵配置的缺陷, 采用三运一备给水泵的配置方案。每台给水泵额定给水流量与标准AP1000给水泵相同, 为2 548 m3/h, 3台33.3%容量给水泵运行, 备用泵投联锁作热备用。当单台运行给水泵跳闸时, 备用泵联启, 在7秒后达到额定转速。可以迅速平衡跳泵造成的水量波动, SG水位和机组负荷略有降低后, 逐渐回复稳定。机组在跳泵期间保持稳定, 不需要触发Runback。

(2) 采用液力耦合器调节

采用液力耦合器的调节方式, 使给水泵能针对不同的工况点进行调节, 调节方式较灵活, 能同时满足给水泵最大点流量问题及正常运行工况时的能耗。

3.3 改进措施优缺点分析

(1) 采用备用泵的优势在于: (1) SG水位和机组负荷扰动小; (2) 由于跳泵瞬态期间, 给水量波动减小, 运行给水泵不存在最大工况点, 给水泵设计扬程相对一期给水泵可降低约0.8 MPa, 可大大节省设备初期投资的费用; (3) 在实际运行工况中, 主给水调节阀节流阻力可降低约0.8 MPa, 可节省能耗; (4) 运行每台主给水泵电机容量可降低约700~900 k W; (5) 增加系统的安全性, 一台主给水泵停运不影响机组出力, 机组可以长期满功率运行。

缺点在于: (1) 给水泵和主给水调节阀需重新设计; (2) 常规岛厂房内增加一台给水泵, 影响内部空间; (3) 给水泵主要设备部件与一期原有设备不能互通使用; (4) 单泵跳闸瞬态期间, SG水位的调节过程及对核岛的影响需分析校核。

(2) 采用夜里耦合器的优势在于:调节灵活, 能同时满足最大点运行工况及正常运行工况, 减少正常运行时的能耗。

缺点在于:液力耦合器较齿轮箱结构复杂, 增加一个故障点, 增加了运行维护的工作。

4 结束语

总的说来, 由于AP1000主给水泵系统配置的缺陷, 造成选择的给水泵扬程裕量过大, 上述改进是充分考虑了海阳核电运行的特点提出的。特别是采用三用一备的给水泵系统配置方式, 将大大提高给水泵系统运行的安全性及稳定性, 减少了因给水泵故障所引起的核岛反应堆跳闸及降功率运行的风险, 从而为核电站的安全高效运行提供了技术保证。

参考文献

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