CPR1000核电站

CPR1000核电站（精选8篇）

CPR1000核电站 第1篇

核岛电缆端接工作是核岛电仪安装工作的重要内容,具有持续时间长、使用材料繁多、精细化程度较高等特点。本文通过对参考电站相关资料的研究以及国内外产品制造试验标准对比、市场调研、材料供应商技术交流,同时结合核岛范围内各种端接对象和周围环境资料的收集,掌握了核岛各种端接材料技术特点及使用方案,并在CPR1000工程实践中形成CPR1000堆型核岛端接材料使用标准,推广到各在建项目施工。

2 核岛电缆端接

2.1 核岛电缆端接附件分级

按电压等级,核岛内电压可分为中压电缆(6.6k V)、低压电缆(1000V以下)以及测量/控制电缆,各等级电缆在进行接线时需要使用的端接材料不尽相同,具体体现为:中压电缆端接附件:中压热缩套件、铜或铜铝过渡压接端子、相色管等;低压电缆端接附件:热缩套管、热熔胶、热缩分支套、铜或铜铝过渡压接端子、预绝缘端子等;测量/控制电缆端接附件:热收缩管、热熔胶、预绝缘端子、芯线标识件等。

根据RCC-E《压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则》,按核岛位置及事故等级,端接附件可分以下三个等级:K3类电缆端接附件:位于安全壳外在正常情况及地震荷载下能执行其功能的电气附件;K2类电缆端接附件:位于安全壳内在正常情况及地震荷载下能执行其功能的电气附件;K1类电缆端接附件:位于安全壳内在正常情况、地震荷载以及事故环境下能执行其功能的电气附件,性能要求较高。

同时RCC-E中对于安全级别也给出如下分级:

1E级:1E级是为短期执行安全功能的电气系统和设备设立的级别。它包括以下电气系统和设备:

反应堆紧急停堆;压力容器隔离;紧急堆芯冷却;反应堆和反应堆厂房余热排出;事故或限制生物辐射的预防。

非1E级:非1E级电气系统及设备执行不属于安全等级为1E级的功能,它们不执行任何1E功能。

2.2 核岛电缆端接对象及环境情况

核岛电缆端接材料用于电缆与设备连接处,设备主要包括电气盘柜、电机、阀门、仪表、小三箱、电动泵、电气贯穿件等,接线对象主要有接线柱、端子牌、裸铜牌等。对于电机、阀门等机械设备的电缆连接,接线位置通过在接线箱或接线盒。由于电缆设计由设计院完成,设备设计为供应商负责,同时核岛内设备众多,国内外标准不一,若出现电缆设计与设备接口管理问题,将使电缆与设备不匹配,给现场端接工作带来风险,这也是现场端接工作遇到的主要困难之一。

根据CPR1000相关技术文件,核岛房间按辐射当量可划分为:非控制区(白色区域):辐射当量剂量低于0.0025m Sv/h的区域;控制区:控制区可按不同的当量剂量划分为4个区;绿区:辐射当量剂量不大于0.01m Sv/h的区域;黄区:辐射当量剂量大于0.01m Sv/h而不大于2m Sv/h的区域;橙区:辐射当量剂量大于2m Sv/h而不大于100m Sv/h的区域;红区:辐射当量剂量大于100m Sv/h的区域。

在核岛各种端接环境中,以K1电缆端接环境工况最为恶劣,材料要求最高,研究K1电缆区域及系统分布对端接材料采购及应用将有参考意义,结合CPR1000核电站实际端接工作情况,K1电缆端头在核岛内分布见下图。

K1电缆端头在各系统的分布见图2。

由上述表格不难发现超过半数的K1电缆分布在正常辐照在0.01~2m Sv/h的黄区,剂量不高。而系统分布方面,以RCP系统的K1电缆端头数量最多,由于K1电缆附件供货周期一般较长,在4个月到半年之间,施工过程中需注意采购订单签订的及时性,以免影响施工进度。

3 核岛端接材料应用

核岛端接材料按材料功能划分,可分为绝缘类材料、连接类材料及标识材料,下面将按材料的功能对各种端接材料进行介绍。

3.1 绝缘类材料

3.1.2 热缩材料主要考核性能

热收缩附件的新能指标主要有热收缩率、老化性能、绝缘强度以及拉伸强度。参考IEEE 383-2003《IEEE Standard for Qualifying Class 1E Electric Cables and Field Splices for Nuclear Power Generating Stations》关于核电站电气附件试验相关规定,各级别热收缩附件试验流程可见下图3,4,5。

老化试验是考核热收缩附件的重要手段,以CPR1000堆型为例,其设计寿命为40年,因此要求热缩附件寿命也不低于40年。目前业界普遍的做法是通过老化试验并结合阿列纽斯方程(Arrhenius’equation)计算产品老化寿命,在较高温度下做试验,并测出相应的老化时间,再通过最小二乘法作线性回归得到一个直线方程,用这个方程可以外推得到较低温度下的老化时间或较长时间相对应的温度。假设热缩附件正常工作温度是90℃,设计寿命为40年,若老化试验温度为175℃,则需进行200小时的老化试验;若试验温度为150℃,则需要进行1600小时的试验。

由于核岛内大部分区域存在核辐射,热缩附件需进行一定剂量的辐照试验,检验其在耐受辐照后电气、力学等性能是否保持,这也是核岛热缩材料有别于一般民用材料的特点。在计算核岛内辐射剂量时,先介绍吸收剂量和当量剂量的概念。

吸收剂量吸收剂量(absorbed dose)定义为dε除以dm所得的商,其中dε是致电离辐射给予质量为dm的受照物质的平均能量。即D=dε/dm。它用于任何类型的电离辐射,反映被照介质吸收辐射能量的程度。

吸收剂量的SI单位是焦耳/千克(J/kg),SI单位专名是戈[瑞](gray),符号Gy。

暂时与SI并用的专用单位名称是拉德,符号为rad。1Gy=1J/kg=100rad,或1rad=10-2J/kg=10-2Gy。

把乘上了适当的修正系数后的吸收剂量称为当量剂量(equivalent dose),用符号H表示。当量剂量只限于防护中应用。H=D·Q·N。式中:D是吸收剂量;Q是品质因子;N是其它修正系数的乘积。目前指定N值为1。

当量剂量H的SI单位是焦耳/千克(J/kg),SI单位专名是希沃特(Sievert)符号为Sv。

暂时与SI并用的专用单位名称是雷姆,符号为rem。

在辐照试验中,辐照剂量通常使用吸收剂量,根据核电站核岛内中各区域的当量剂量值,可计算出核电站设计寿命内常规条件下应吸收的辐照剂量,从而得到辐照试验的辐照量。以核岛橙区为例,该区域当量剂量不高于100m Sv/h,假设品质因子Q=1,则40年吸收剂量为D=24×365×40×100×10-3=35040Gy,因此,橙区热缩材料必须耐受不低于35k Gy的常规辐照。而在设计基准事故(DBE)情况下,相对应的热缩附件需承受更大的剂量。

3.2 核岛电缆典型热缩方案

CPR1000核岛电缆主要分成两大类,K1和K3电缆,下面将分别介绍该两类电缆的热缩方案。

3.2.1 K3电缆热缩方案

3.2.1. 1 K3中压电缆热缩方案

核岛K3中压电缆耐压等级为6.6k V,主要用于中压电源系统,热缩附件包括热缩指套(3芯或以上电缆使用)、绝缘管、应力控制管、密封管及地线。由于电压等级较高,为满足绝缘要求,保证有足够的爬电距离,热缩中需要设计较长的绝缘管,通常为400~600mm,整个热缩方案从电缆外护套到端子往往超过1米,因此在中压电缆端接时需预留足够的空间。

3.2.1. 2 K3低压电缆热缩方案

低压电缆电压等级在1000V以下,典型的端接方案为热缩指套以及在芯线与端子连接处加热缩套管绝缘(见图6),若电缆为单芯或芯线截面在16mm2以下,则仅需使用热缩套管(见图7)。

3.2.1.3 K3控制测量电缆

控制测量电缆主要用于信号传输,电压等级较低,一般仅使用热缩套管在电缆剥开处进行保护即可,见下图8。

3.2.2 K1电缆热缩方案

与K3电缆相比,核岛K1电缆种类较少,CPR1000使用的K1电缆共18种,包括中压电缆1种、低压电缆6种、控制测量电缆11种。由于电缆级别较高,需针对其不同的结构进行热缩方案设计,材料要求较高,目前世界上具有该类产品设计及使用经验的只有国外一家供应商,处于垄断地位,材料价格十分昂贵。

3.2.2. 1 K1中压电缆热缩方案

与K3中压电缆热缩方案相比,K1中压电缆热缩方案更为复杂,材料使用量也较多,而且在接地设计上在各相均接有地线及恒力弹簧,在电缆根部设有阻水带,在热缩指套外部多加了一根热缩管,加强保护,详见图9。

3.2.2. 2 K1低压电缆热缩方案

除单芯电缆外,K1低压电缆全部由热缩指套和热缩套管组成,典型方案见下图10。

3.2.2. 3 K1控制测量电缆热缩方案

K1控制测量电缆热缩方案与K3控制测量电缆类似,区别在于热缩套管靠近端子的末端缠有热熔胶,增强电缆剥开部位的密封性,防止一般及LOCA工况下水汽的侵入,其典型方案见下图。

4 端接材料使用改进

4.1 K1电缆附件优化使用

通过对CPR1000K1电缆清单进行分析,发现部分K1电缆路径均在核岛非控制区(白区),如3RCP B459低压电缆,设计为一根1×70的铜芯K1电缆,其起点及终点均在W401房间,设计长度20米。根据RCC-E规范,此区域理论可采用K3电缆,相应的端接材料也可采用K3电缆附件。经统计,类似情况的K1电缆有69根,涉及RCP、GCT、VVP等3个系统,分布在W401、W441、W602等共16个房间,电缆设计总长度约2.1km。与K3电缆热缩附件相比,K1热缩附件造价是其20-50倍,与此同时K1电缆也比K3电缆昂贵不少,若通过设计优化降低电缆等级,或直接对原K1电缆使用K3附件,将有效降低工程造价。

4.2 进一步研究K1电缆分布环境,K1电缆附件分级控制

从核岛K1电缆端头分布可发现,超过半数的K1电缆端头分布在辐照剂量并不高的黄区,目前K1电缆附件均按极端工况设计,其性能远远超过该区域的要求,造成性能浪费。在后续研究中,从节约成本考虑,可对核岛各分区进行细化研究,引导供应商或潜在供应商进行针对性开发,提供差异化产品,丰富端接方案;另一方面,在施工过程中可实行分级管理,对不同级别、不同区域的核级设备使用针对性的附件材料。

5 结论及展望

本文通过对核岛端接材料使用环境、使用对象、使用方法以及产品性能等方面进行了研究,提出各种材料的使用原则及注意事项,同时总结归纳了各种电缆的端接方案,为后续在建项目提供参考。然而目前的端接方案均基于供应商的资料,不利于掌握技术核心,在后续研究中,可考虑把市场上各端接材料供应商的产品进行标准化研究,从用户角度形成自身从产品性能、使用方案等标准,并争取成为企业标准,对提升企业竞争力、掌握市场资源以及承揽国外工程具有明显效益。同时,目前世界范围内能提供K1电缆热缩附件仅有国外一家供应商,处于垄断地位,不单在材料价格上十分昂贵,而且在方案设计上具有主导权,不利于采购成本的降低。因此在后续工作中可积极引导国内供应商进行K1电缆热缩附件产品研发,争取与其共享专利,为打破垄断、掌控优质资源而努力。

参考文献

RCC-E-2002,压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则.

IEEE Standard383-2003,IEEE Standard for Qualifying Class1EElectric Cables and Field Splices for Nuclear Power GeneratingStations.

GB/T14315-1993,电力电缆导体用压接型铜、铜铝接线端子和连接管.

GB/T9237-2003,额定电压35kV(Um=40.5kV)及以下电力电缆导体用压接式和机械式连接金具试验方法和要求.

CPR1000核电站 第2篇

关键词：CPR1000；临停；APG；冷却

中图分类号：TK21 文献标识码：A 文章编号：1006-8937（2016）12-0104-02

1 背景概述

根据电网的要求，CPR1000机组会面临长时间停运的实际情况。NS/SG模式（蒸汽发生器冷却正常停堆模式）是一种可供选择的模式，该模式下停运机组能够在需要时以最短时间达到冲转并网的条件；从技术规范角度分析，该模式相对安全，涉及的RPR试验均可执行，不存在超期无法执行的风险。

CPR1000机组后撤至NS/SG模式：一回路在标准热停平台下，硼浓度高于热停硼浓度，三台主泵运行。常规岛水侧正常投运，辅机系统正常投运，主蒸汽隔离阀开启，凝汽器真空不破坏。

为避免GCTa投运浪费水资源及防止GCTc阀门波动，一回路温度控制可采用特殊的冷却方式——通过APG冷却一回路。即三台蒸汽发生器（以下简称SG）由APD供水并通过ARE小阀自动控制，GCTa/GCTc保持关闭，APG正常投运，通过APG排污流量导出热量并调节一回路的温度。

2 临停期间机组通过APG冷却的传热分析

从能量传递过程的角度分析：一回路热量通过SG传递到二回路，一部分将给水加热成VVP新蒸汽，另一部分转化为APG高温排污水。VVP新蒸汽冷凝成疏水后排向冷凝器。APG排污水经APG002RF冷却，大部分热量被带入除氧器，少部分热量（排污水）排入冷凝器。在除氧器液位、压力稳定的状态下，多余的热量通过ADG005VL排入冷凝器，最后传递到海水。

从能量传递能力的角度分析：三台RCP主泵和PZR加热器的总功率约10 MW，堆芯衰变热的功率小于10 MW，因此一回路总的热功率小于20 MW。而APG002RF设计传热能力為20.5 MW，APG001RF设计传热能力为10.8 MW。因此，不考虑散热损失，通过APG002RF能够将一回路的热量导出。

3 临停期间机组通过APG冷却的传热模型

一二回路的热量建立平衡后，忽略散热损失，最终简化的传热模型，如图1所示。

简图中各项参数物理意义如下：

Q总：一回路传递到二回路的总功率；

q0、T0：给水流量、给水温度；

QVVP、q2、T1：VVP新蒸汽的功率、蒸汽流量、蒸汽温度；

QAPG、q1、T1：APG排污水的功率、排污水流量、排污水温度（近似等于蒸汽温度）；

T2：APG002RF冷却水侧的出水温度；

q3：APG002RF冷却水流量；

T3：冷器凝冷凝水温度。

通过某核电机组NS/SG模式临停并通过APG冷却一回路的实践运行，可以得知实际运行的一种稳定运行参数如下：

给水总流量：q0=59.83 t/h；

主给水温度：T0=113.67 ℃；

APG排污流量：q1=39.38 t/h；

VVP主蒸汽温度：T1=290.19 ℃；

VVP新蒸汽流量：q2=q0-q1=20.45 t/h；

APG冷却水流量：q3=79.76 t/h；

APG冷却水出水温度：T2=131.74 ℃；

冷凝器凝结水温度：T3=29.45 ℃；

凝结水泵出口压力：2.6 MPa.g；

主给水压力：9.3 MPa.g；

主蒸汽压力：7.2 MPa.g。

通过查询，得到以下数据：

压力：9.3 MPa.g；温度113.67 ℃给水焓值：h1=483.57 kJ/kg；

压力：7.2 MPa.g的饱和蒸汽焓值：h2=2 768.6 kJ/kg；

压力：7.2 MPa.g的饱和水焓值：h3=1 282.7 kJ/kg；

压力：2.6 MPa.g的定压比热容：Cp=4.2 kJ/（kg*℃）。

根据上述数据计算可得：

一回路传递到二回路的总功率：Q总=QVVP+QAPG=q2（h2-h1）+ q1（h3-h1）=21.72 MW；

通过APG排污水带走的功率：QAPG=q1（h3-h1）=8.74 MW；

通过APG002RF传递的功率：QAPG=q3Cp（T2-T3）=9.52 MW。

通过排污水焓值计算的QAPG与通过APG002RF计算的QAPG有一定的偏差，这是由于模型简化造成的偏差、各仪表测量的误差等共同引起的。

考虑更一般的运行工况，分别对VVP新蒸汽流量在10 t/h、15 t/h、20 t/h三种工况及APG流量在10 t/h、20 t/h、30 t/h、40 t/h、 50 t/h、60 t/h、70 t/h七种工况进行计算，得出以下的计算值：

不考虑APG排污时，不同流量的新蒸汽导出的一回路功率（QVVP=q2（h2-h1）），见表1。

不考虑新蒸汽时，不同流量的APG排污水导出的一回路功率（QAPG=q1（h3-h1）），见表2。

根据上述结果，得到不同新蒸汽流量、不同排污流量组合下可导出的对应一回路热功率，见表3。

根据表3结果可知：CPR1000机组稳定在NS/SG模式下，机组可通过VVP与APG导热的方式导出一回路的热功率。新蒸汽流量约在15～20 t/h（仪表无法测出准确流量），将APG排污水调至最大流量，能够导出的一回路热量约为25 MW。

需要说明的是：在不同的运行工况下，SG内部的饱和压力与饱和温度会有轻微的变化，并且排污水的温度略低于饱和温度，所以表3结果只是对传热功率的概算。

4 结论及建议

根据前面的分析可以得出结论：通过调节APG排污流量改变SG的给水流量，进而可以调节一回路的温度，因此NS/SG模式下CPR1000机组通过APG冷却一回路的冷却方式具有可行性。由于定量计算选用的是CPR1000机组的通用参数，因此具备推广应用的可行性，为后续同类机组临停期间保持该种运行方式提供了参考。

尽管通过APG冷却一回路的冷却方式具有可行性，但是此运行方式仍有三点需要加强关注：

①此种运行方式下二回路的热量主要是通过液相热传递实现的，在SG中沸腾汽化传热的比例减小很多，因此二回路整体热平衡相对比较脆弱，需要加强对二回路水侧重要参数的监视及调整。

②此种运行方式下一回路热量均需要通过VVP新蒸汽及APG002RF进行传递，因此一回路热功率降到约25 MW以下是投运此种运行方式的前提条件。

③此种运行方式下SG水位通过ARE小阀自动控制，但水位控制的前馈环节已切除，自动控制仅通过水位闭环控制来实现，响应时间较长，在水汽回路引入干扰时可能导致SG水位大幅波动。

参考文献：

[1] 沈维道，童均耕.工程热力学[M].北京：高等教育出版社，2007.

CPR1000核电站 第3篇

广东岭澳核电站二期常规岛安装工程#3/#4机组各设计有三台50%容量的电动给水泵, 泵设备由英国CLYDE公司生产, 液力耦合器由德国Voith公司生产。电动给水泵组由前置泵 (升压泵) 、电机、液力耦合器和主泵在各自基础上顺次串联组成, 三台电动给水泵布置在厂房辅助间0.2米层, 正常运行时, 三台电动给水泵两台运行, 一台备用。

主泵及前置泵的就位为采用调整顶丝来调整设备水平, 调整顶丝支撑于平垫铁上, 地脚螺栓固定;液力耦合器的就位为采用调整顶丝来调整设备水平, 调整顶丝支撑于基础预埋钢板上, 地脚螺栓固定;电机就位为采用台板方式, 通过调整垫铁调整其水平, 地脚螺栓固定;根据不同的就位方式进行相应的准备工作。

2 施工方法及内容

2.1 施工作业流程 (见图1)

2.2 作业方法和内容

2.2.1 基础准备

(1) 基础移交之后, 检查电动给水泵组各设备基础混凝土表面是否平整, 有无露筋、蜂窝、裂纹、疏松、石子凸出、缺损等现象, 地脚螺栓孔内是否清理干净;

(2) 复测各电动给水泵组混凝土基础纵、横中心位置, 允许偏差范围不超过10mm, 基础承力面标高允许范围为0~-20mm;

(3) 复查地脚螺栓孔中心位置, 孔中心偏差不超过10mm, 螺栓孔外形尺寸、深度、垂直度应符合规范要求;

(4) 检查液力耦合器的基础预埋钢板数量尺寸位置及油箱坑开口尺寸位置和深度是否符合图纸要求;

(5) 在基础面上画出各设备的纵横向中心线, 各中心线的引出应以电机中心线为基准;

(6) 将基础表面凿毛, 灌浆浮层应打掉清除干净。

2.2.2 垫铁准备

(1) 在各设备基础表面的地脚螺栓孔两侧及承力部位画出垫铁位置 (包括前置泵、主泵及液力耦合器的临时垫铁) , 将各垫铁布置位置的混凝土基础面凿平, 使基础垫铁面的平整度、水平度达到规范要求;

2) 垫铁表面应无翘曲、无毛刺, 根据设备尺寸选用合适规格的垫铁;

3) 使用基准平板检查垫铁与混凝土基础面的接触程度, 接触应密实无翘动, 接触面积大于75%, 且均匀接触。

2.2.3 电机台板安装

(1) 台板检查:将电机台板运至现场, 对台板进行检查, 其结合面应平整、光洁、无裂纹、毛刺和卷边;

(2) 台板清理:清理电机台板表面, 尤其是台板上的油漆油污应彻底清理干净, 台板上表面应平整、光洁, 无毛刺和裂纹;

(3) 台板就位找正:在相应位置处垫好临时垫铁, 先将台板就位, 穿入地脚螺栓, 按设计图纸要求, 测量调整台板纵、横中心及其表面标高与水平;纵横向水平采用框式水平仪进行精确测量, 台板水平度允许范围为≤0.1mm/m, 标高允许偏差范围为±10mm。

2.2.4 泵组吊装就位

(1) 将前置泵、电机、耦合器及主泵依次运至辅助间1-2柱间区域, 进行设备拆箱, 并检查设备外观是否完好, 设备型号规格是否正确, 若箱内有散件等应当及时收好保存或交物资部门保管。清点前置泵、主泵及液力耦合器的调整顶丝数量规格是否正确, 螺纹是否完好, 并将其保存好;

(2) 将地脚螺栓预存于相应的地脚螺栓孔内, 并布置好临时垫铁, 按顺序将设备依次就位:

前置泵:将临时垫铁放置相应的位置, 穿入地脚螺栓, 设备缓慢就位;

电机:彻底清理台板表面, 清理电机支腿底部支承面, 再将电机缓慢就位;

液力耦合器:将临时垫铁放置相应的位置, 穿入地脚螺栓, 设备缓慢就位;

主泵:将临时垫铁放置相应的位置, 穿入地脚螺栓, 设备缓慢就位。

2.2.5 泵组初次找正

(1) 进行泵组对轮找中心, 以电机中心为找正基准, 先对电机找正找平, 电机的安装标高以电机转子中心为准, 应符合设计图纸要求;

(2) 对电机的磁力中心进行测量需符合标准要求;

(3) 在电机靠背轮上, 用合像水平仪测量转子轴颈扬度, 通过调整电机底部支承, 使电机转子两端轴颈扬度数值相等, 方向相反, 电机横向水平不做具体要求, 找正完毕拧紧电机地脚螺栓;

(4) 前置泵与电机的对轮找正, 以电机转子对轮中心为基准, 对中前将前置泵的转子向电机方向推紧, 使推力瓦贴紧工作面, 调整前置泵中心使前置泵转子对轮中心与之相适应, 冷态下预留热膨胀值后:联轴器径向偏差≤0.025mm;联轴器端面偏差≤0.025mm;对轮端面间距281.41±0.25mm;

(5) 电机与耦合器的对轮找正, 以电机转子对轮中心为基准, 对中前将耦合器的输入轴向电机方向推紧, 调整耦合器中心使耦合器输入轴对轮中心与之相适应, 冷态下:径向偏差≤0.025mm;端面偏差≤0.025mm;对轮端面间距360.53±0.25mm;

(6) 主泵与耦合器的对轮找正, 以耦合器输出轴对轮中心为基准, 对中前将主泵的转子向电机方向推紧, 使推力瓦贴紧工作面, 耦合器输出轴向主泵方向推紧, 调整主泵中心使主泵对轮中心与之相适应, 冷态下:径向偏差≤0.025mm;端面偏差≤0.025mm;对轮端面间距345.86±0.25mm;

(7) 各对轮中心测量时均应先盘动转子数圈, 确保测量过程中转子处于自由状态。自制的找正工具与各对轮的把合应牢固, 对轮圆周和平面的百分表安装要正确, 同时盘转两个轴对轮, 每转90°测量记录一次, 直到符合要求为止, 并做好原始记录;

(8) 根据调整好的实际标高测量计算电机垫铁所需高度, 并加工相应厚度的垫铁。

2.2.6 地脚螺栓灌浆

(1) 初次找正工作完成后, 进行电机、前置泵、耦合器及主泵的地脚螺栓一次灌浆工作。调整好各地脚螺栓伸出台板面 (或设备支座面) 的长度, 露出螺母约2-3个螺纹, 地脚螺栓应垂直, 螺孔四周间隙应符合规范要求;

(2) 采用临时措施将各地脚螺栓固定牢固, 交土建进行地脚螺栓的灌浆工作;

(3) 地脚螺栓灌浆材料凝固, 待其强度值达到70%后可进行后续工作。

2.2.7 泵组二次找正

(1) 更换下临时垫铁, 安装上加工好的垫铁;

(2) 对泵组进行二次找正, 顺序与初次找正相同;

(3) 找正完毕打紧地脚螺栓, 在紧地脚螺栓的过程中监视设备的对轮中心, 如果对中超出标准, 调整设备的垫铁, 以保证对中结果在规定范围以内。

2.2.8 泵组附件小管安装

(1) 进行设备的温度计、压力表等仪表附件的安装, 仪表安装前应检定合格;

(2) 疏放水管、密封水管、冷却水管等小管径管道的安装要牢固, 生根不允许在设备上, 不能妨碍其它主要管道和保温的施工;

(3) 阀门的安装位置要正确, 符合图纸要求, 且应考虑到现场实际操作的方便性;

(4) 电机轴承进油软管按照厂家设计图纸安装。

2.2.9 二次灌浆

(1) 点焊垫铁, 每组垫铁不少于2点;

(2) 紧固所有设备的地脚螺栓, 清理电动给水泵安装施工现场, 对二次灌浆层基础面进行吹扫工作, 并清理电机台板与基础结合面的油污、锈漆, 以保证灌浆紧密结合;

(3) 安装液力耦合器厂供定位架, 按照图纸要求的位置打膨胀螺丝, 将定位架安装于液力耦合器的四角, 定位牢固;

(4) 进行二次灌浆工作, 灌浆高度应符合图纸要求, 二次灌浆及其养护期间严禁外力撞击电机。

2.2.1 0 泵组三次灌浆

泵组二次灌浆合格后, 对前置泵和主泵进行三次灌浆, 灌浆高度应符合厂家程序要求。

2.2.1 1 泵出入口管道连接

(1) 灌浆强度合格后, 允许设备与管道进行连接;

(2) 设备与管道连接前, 在泵对轮架设百分表进行监视;

(3) 按图进行前置泵和主给水泵出入口管道连接, 管道连接工作期间, 严禁强行对口连接, 确保设备处于自由状态;

(4) 焊口焊接时派专人监视百分表的变化, 表读数变化超过0.05mm时应停止焊接采取相应措施;

(5) 如管道烧焊时抬动泵体移动, 管道焊口冷却后未能恢复到厂家要求中心数据, 应割管重新烧焊, 避免对泵体产生过大应力。

2.2.1 2 泵组中心复查

(1) 泵组出入口管道连接完毕后, 重复上述找正步骤, 对泵组对轮中心进行复查找正工作;

(2) 找正时电机不动, 通过耦合器的调整顶丝, 前置泵、主泵的猫爪螺丝进行微调;

(3) 找正后, 根据厂家图纸要求锁定偶合器调整顶丝。

2.2.1 3 隔音罩安装

泵组试运合格后, 按照调试要求时间窗口安装隔音罩。

3 总结

通过岭澳核电站二期六台电泵的安装就位过程以及后期的运行情况来看, 此方案在技术上是可靠的, 效果也是很好的, 可以为后续的CPR1000机组的电动给水泵安装提供借鉴

摘要：电动给水泵作为CPR1000核电站常规岛最为重要的辅助设备之一, 它的安装质量直接影响着设备本身的运行, 同时也影响着高压给水加热器向核岛蒸发器所提供的给水, 本文着重介绍岭澳核电二期电动给水泵的安装技术, 该技术在实际工程中是切实可行的, 可作为其它CPR核电站电动给水泵安装的参考。

关键词：主泵,电机,液力耦合器,前置泵,安装

参考文献

[1]DL5011-1992, 电力建设施工及验收技术规范汽轮机机组篇[S].

[2]《火电施工质量检验及评定标准》 (汽机篇) , 1998

CPR1000核电站 第4篇

由于国内核电DCS系统应用起步较晚, 未采用DCS系统时, (大亚湾核电站) 主要使用Bailey9020阈值继电器来实现一回路水压试验超压保护功能;采用DCS系统后, (岭澳二期核电站) 对冷试超压保护系统进行了改进, 通过第三方控制系统 (新华XDC-800) 与电站DCS系统接口来实现超压保护功能。随着核电DCS技术的发展和应用, 本文从简化系统结构、提高系统稳定性的角度着手, 对冷试超压保护方案进行优化:根据CPR1000核电站自身DCS系统平台特性, 设计出一套通过核电DCS来实现超压保护的方法, 并经过现场实际验证, 为后续CPR1000核电机组冷试超压保护的实现方式提供参考。

1超压保护系统通过电站DCS (MACS VI) 实现的实施方案

使用新华XDC-800来实现水压试验超压保护功能, 相比岭澳一期核电站使用Bailey9020阈值继电器组合搭建的实现方式, 是一个很大的进步, 不仅减轻了试验准备工作量, 还提高了保护动作的精准度 (阈值保护精度容易受人因因素的影响而造成漂移或者不稳定) , 且人机交互更加友好, 检查和操作更加直观。

随着核电DCS技术的发展和成熟, 调试人员对核电DCS系统的应用也更上了一个台阶, 是否能够使用核电自身DCS系统来实现一回路水压试验时的超压保护?通过现场的不断试验和摸索, 我们设计出一套使用核电DCS来实现超压保护的方案, 并在红沿河1#机组上进行了验证。

1.1使用电站DCS (MACS VI) 实现的设计方案

结合红沿河核电项目DCS系统特点及TP-ENS-21 (NSSS冷态功能试验) 的相关要求, 从简化设计、便于操作入手, 考虑使用电站DCS系统来实现超压保护功能。

使用电站DCS系统 (广利核MACS VI) 来实现超压保护的设计方案如下:无需使用外置逻辑处理单元, 在DCS内进行保护逻辑组态和画面组态, 测量信号直接接入DCS, 在DCS内进行阈值处理, 输出保护指令到就地设备 (声光报警灯, RIS 011PO, RIS 124VP) , 同时, 将信号分配至就地记录仪EHP002EN进行记录。

1.2通过DCS实现超压保护的组态方案如图1

1.3画面组态方案如图2

2超压保护系统通过电站DCS (MACS VI) 实现的效果及优势对比

经现场试验证明, 电站DCS系统能够精确采集现场信号 (误差小于0.1%) , 进行阈值处理、逻辑判断和指令输出, 能够很好的实现水压试验超压保护功能, 且未对控制站负荷和内存造成影响。

通过电站自身DCS系统来实现水压试验超压保护功能, 除了具备使用XDC-800的优点, 还具备以下优势:

2.1系统结构更为简单

(1) 电缆敷设和端接工作量仅为XDC的1/3, 降低电缆端接出现问题的概率。

(2) 不需要外置系统平台, 结构更简单, 搭建更方便。

(3) 无需维护其他额外设备。

2.2系统稳定性更高

(1) 电站DCS经过严格的测试和验收, 可靠性更高。

(2) 不涉及与其他系统平台之间的接口, 稳定性越高。

(3) 避免了信号的二次传递, 信号精确度更高。

(4) 由双路正式电源供电, 电源品质更稳定, 可靠性更高。

(5) 使用DCS正式接地, 接地可靠性提高。

2.3使用、维护更方便

(1) 使用电站DCS, 其系统人机交互与日常操作一致, 更容易被试验人员接受。

(2) XDC属于临时设施, 试验完后将被拆除, 如有再试验需求 (定期试验) , 需要重新搭建, 费时费力;而使用电站DCS实现超压保护, 可以保留在正式组态中, 为机组移交运行后的定期试验提供有效的保护手段。

2.4可能产生的风险及应对措施

使用电站DCS实现超压保护, 需在DCS系统内增加组态, 并对相应控制站进行下装。如果不修改点名, 只需增量下装;如果修改点名, 则需要进行全下装。

对于下装控制站可能带来的风险, 目前已有成熟的应对方案, 可以通过风险分析和信号隔离来控制风险:确认整体组态方案后再在DCS内进行组态修改, 避免频繁改动, 减少下装次数;下装前, 做好全面、细致的风险分析和隔离措施, 保证风险可控。

3结论

随着核电DCS技术的不断发展和进步, DCS系统的应用层面更加广阔。水压试验超压保护的实现方式, 也随着DCS技术的发展而不断改进。本文通过对比分析岭澳二期核电站和红沿河一期核电站水压试验超压保护系统的实现方式, 在深入研究CPR1000核电DCS系统特性的基础上, 从简化系统结构、增强系统稳定性、拓展应用层面等角度出发, 设计了一套使用电站DCS实现水压试验超压保护的方案, 并进行了现场实际验证。

使用电站DCS实现超压保护的方案设计和实施, 不仅可以为后续机组和其他项目提供参考, 优化超压保护试验方案, 更拓展了调试人员对DCS系统的应用层面。

参考文献

[1]陈济东, 主编.大亚湾核电站系统及运行[M].北京:原子能出版社.1994 (12) .

[2]编辑委员会编.岭澳核电工程实践与创新.北京:原子能出版社.2003.

CPR1000核电站 第5篇

关键词：CPR1000核电厂,主给水系统,主给水泵,逻辑优化

日本福岛核电厂核泄漏事故发生以后,人们对核电厂的安全稳定运行越来越关注,核电厂能否安全稳定运行得到了国家层面的重视,本文以CPR1000核电厂为例,阐述主给水泵系统备用泵启泵逻辑的优化,对核电厂的安全稳定运行起到至关重要的作用。

CPR1000核电厂主给水泵系统一般采用3台50%额定容量电动给水泵配置方案,正常运行时二台运行一台热备用[1,2,3]。一旦某台运行泵意外跳闸,机组就会快速甩负荷,同时马上启动备用泵,且会造成蒸汽发生器的水位波动。若是蒸汽发生器的水位控制不好,就有可能导致跳堆,因此对主给水泵系统安全可靠运行要求很高,对于主给水泵的跳泵-备用泵启泵联锁逻辑要求具备安全可靠的设计要求。

1 主给水系统简介

对于CPR1000核电厂而言,主给水系统包括主给水泵系统、高压给水加热器系统及给水流量控制系统三个部分,是常规岛热力循环中的重要组成部分[4]。其中,主给水泵系统主要由三台50%额定容量主给水泵组成,在电厂启动、运行及热备用期间,通过这套设备把水输送到蒸汽发生器并维持设计水位。在CPR1000核电厂的设计中,正常运行工况下,经除氧器混和加热后的饱和除氧水分两路由两台主给水泵升压,汇集到给水母管后再次分两路进入并联的两列高压加热器(6号和7号加热器),经高压加热器加热后汇入主给水联箱,再在给水调节系统分三路支管进行调节,每条支管都设有各自的旁路,之后三路给水管线并联送入核岛,最终进入蒸汽发生器。CPR1000核电厂主给水系统流程图参见图1。

主给水系统的功能是向蒸汽发生器二次侧提供充足的给水, 并在稳态或动态的工况下维持蒸汽发生器液位,使之尽可能地接近蒸汽发生器液位的设定值。主给水泵的稳定运行在主给水系统以及整个核电厂中都起着关键作用。当一台运行的主给水泵跳闸后,给水流量突然下降,给水流量与蒸汽流量出现不匹配,导致了蒸汽发生器液位下降。如果备用泵能够及时启动,便可以补偿液位的下降,使整个系统恢复正常运行,保证核电厂满负荷运行;如果备用泵不能及时启动, 由于给水能力不足,将导致蒸汽发生器过量失水引起低水位等信号触发停堆动作[5,6]。

2 背景及问题分析

在某CPR1000核电厂的调试工作中,发现主给水泵系统备用泵启动逻辑存在问题,无法实现在机组运行期间一台带载的主给水泵意外跳闸后启动备用泵的功能。分析控制逻辑图,启动备用泵的信号是来自于另外两台正常运行主给水泵的FAILED信号,该信号的逻辑可以实现正常运行期间备用泵在收到任一台运行给水泵保护停运后发出的TP信号就能够自动启动备用泵的逻辑。同时在DCS控制逻辑组态中,也有FAILED信号,但是在组态时没有将其作为启动备用泵的逻辑,而是用于报警,也就是说只有出现电气盘故障或是电机处于TEST试验位时,才会触发启动备用泵的信号,如果运行期间出现跳闸保护信号跳泵并不能启动备用泵。

3 方案优化

逻辑图FAILED信号可以实现备用泵启泵功能,但是从运行角度以及安全性考虑,该逻辑存在当配电盘反馈节点、继电器等发生故障,无法将泵停运信号反馈到DCS并联锁启动备用泵的缺陷。可将FAILED信号和两路跳闸信号构成冗余设计,便能够保证当配电盘反馈节点、继电器等发生故障时,备用泵能够及时启动。初步优化后主给水泵备用泵启泵控制逻辑图如图2。

以上主给水泵备用泵启泵控制逻辑图的优点主要有如下几方面。

1)将FAILED信号和两路跳闸信号构成冗余设计作用有:A)避免一旦出现某台运行泵意外跳闸后,由于配电盘反馈节点、继电器故障无法将泵停运信号反馈到DCS并联锁启动备用泵的情况,此时FAILED =0,但是通过两路的跳闸信号,其中一路信号触发也会导致连锁启动备用泵逻辑。B)一旦出现电气盘本身出现故障导致电机被迫跳机,虽然没有两路的跳闸信号,但是由于此时FAILED=1也会自动启动备用泵。

2)和参考工程一样增加主给水泵出口压力低信号并且延迟10 s,为了保证是在正常运行期间,一旦出现一台运行泵故障跳闸时联锁启备用泵。而在特定工况下,如手动启动主给水泵到最小转速之前该泵意外跳闸,由于该泵并没有实际带载供水,可以闭锁启动备用泵,避免备用泵启动自动加载给给水调节带来调节扰动。

3)由于CPR1000项目主给水泵系统的跳闸信号多为1取1信号,设备误动的风险相对较大,为了减小一旦由于现场设备的故障或波动等因素而造成跳泵的影响,因此更要加强备用泵的作用。

4)对于该逻辑增加的信号是直接采用已有的信号在DCS机柜内部直接调用,不需要另外增加接线,改变组态和逻辑较为简单。

5)具体逻辑功能可以在工艺调试中实现验证。

上述备用泵启泵逻辑联锁方案虽然有多方面的优点,但是存在两方面的问题:A)一旦主给水泵勺管出现故障,勺管调节出现异常,可能会出现泵转速低于最小转速以及出口压力低信号,此时操作员可能要手动干预,紧急跳泵而启动备用泵,则会因为出口压力低信号而无法启动备用泵。B)未考虑单泵运行的工况,在单泵运行时的工况下,处于隔离状态位的最后一台泵的两路保护跳闸信号有可能引起误动如辅助油泵一定要运行,一旦停止或故障,备用泵将自动重启。考虑到上述工况存在的可能性较大,必须对上述控制逻辑进行进一步的优化。优化方案如下:将主给水泵出口压力低信号闭锁备用泵启泵的条件取消即可解决主给水泵勺管出现故障而导致的无法启动备用泵的情况;将运行泵停止信号前延时5 s并取反和两路跳闸信号相与,即可解决单泵运行工况出现的备用泵误动作问题。具体逻辑实现如图3。

通过上面的分析,得到了进一步优化后的主给水泵备用泵启泵控制逻辑图,由于取消了主给水泵出口压力低信号闭锁备用泵启泵的条件,手动启动主给水泵到最小转速之前(该泵并没有实际带载供水)如果该泵意外跳闸,此时由于没有出口压力低闭锁信号而将直接启动备用泵,备用泵启动后直接自动加载会对给水调节带来调节扰动,但是这种工况发生的概率相对较低,且只能在机组完全启动之前发生;当机组完全启动之后,最终优化的主给水泵备用泵启泵逻辑便能够满足安全稳定要求,为整个主给水系统乃至整个核电厂的安全稳定运行奠定了强有力的基础。

4 结束语

主给水泵是CPR1000核电厂的重要设备之一, 机组安全稳定运行离不开主给水泵系统的稳定运行[7,8],而主给水泵系统的稳定运行更加离不开一个良好的跳泵-备用泵启泵控制联锁逻辑。以CPR1000核电厂为例,针对调试中发现的控制联锁启动备用泵问题进行了深入的分析并最终得到优化后的主给水泵备用泵启动控制逻辑图。目前CPR1000某核电厂已经安全稳定运行了一年多的时间,备用泵启泵控制逻辑也得到了初步的验证。

参考文献

[1]邓宏伟.核电站常规岛给水系统配置比较.热力透平,2011;(6):40(2):85—89

[2]胡友情.CPR1000主给水泵设计输入选择及裕量取值分析.电力勘测设计,2010;(10):5:65—68

[3]欧阳中华,胡劲松.M310型核电站给水泵配置优化探讨.核动力工程,2006;(4):27(2):78—82

[4]广东核电培训中心编.核电站系统与设备.北京:原子能出版社,2004;(7):406—438

[5]李民,陈齐清.优化主给水泵切换条件避免触发给水流量限制.中国核工业,2008;(5):32—34

[6]陈梅.核电站给水泵及相关设备的改进.电力建设,2001;(9):22(9):40—42

[7]罗海泉.大型压水堆核电厂给水泵配置及选型分析.江西电力职业技术学院学报,2008;(3):21(1):12—14

CPR1000核电站 第6篇

CPR1000核岛通风预制工作量大、机械设备多、布置复杂, 因此必须对通风保温预制车间进行认真细致的研究, 优化总平面布置, 选用先进的通风机械设备, 提高风管制作的质量和工效, 以满足核电高标准的施工要求。

2 工作量分析

2.1 主要预制工程量

CPR1000核岛安装工程通风预制工作量统计如下表1所示:

2.2 通风预制车间能效

根据CPR1000核岛通风预制的要求, 高峰期车间需同时容纳60人生产工作, 并且每月最低产量须达到50吨以上, 其中各类风管和部件的平均月生产能力如下所示:

不锈钢风管预制平均月生产能力为300m2, 最大产能力为1000m2;

镀锌风管预制平均月生产能力为1230m2, 最大产能力为2000m2;

铝风管预制平均月生产能力为17m2;

碳钢风管预制平均月生产能力为350m2, 最大产能力为700m2;荩碳钢法兰预制平均月生产能力为15t, 最大产能25t。

3 通风预制车间分区设计

根据上述各种材质风管预制工作量及最大月生产需求, 同时考虑核岛通风不同材质的风管制作工艺、加工机械差异及质量要求, 将车间分为风管法兰预制区、碳钢风管预制区、镀锌/铝板风管预制区、不锈钢风管预制区、防火风管预制区。

3.1 法兰预制区布置

3.1.1 法兰预制区布置原则

考虑到法兰材质为碳钢, 为避免碳污染, 布置在碳钢风管预制区附近, 并设置隔墙与不锈钢及镀锌风管作业区隔离;

法兰预制区主要工作包括:划线下料、切割、焊接型材、钻法兰螺栓孔、焊接法兰、贮存等;

根据以上工作内容进行合理布置, 并选用先进的机械设备;

法兰原材料为碳钢角铁, 其规格为:L40404mm、L50505mm、L60606mm, 选用的机械需满足以上规格材料的加工需要;

法兰预制区计划设置面积为240m2, 规划最大月度产能为25t;

按功能将该区域区划分为型材下料区、法兰加工区、临时储存区。

3.1.2 法兰预制区布置

型材下料区主要布置1台联合冲剪机 (Q35Y-16) 、1台角铁卷圆机 (W11 32000 (42000) ;

法兰加工区主要布置有1个法兰制作平台、1台立钻 (H5-32) 、3台台钻 (ZQ4116) 、2台焊机 (ZK7-200) ;

临时储存区布置有货架、存放台、转运小车等设备。

3.2 碳钢风管预制区

3.2.1 碳钢风管预制区布置原则

为避免碳钢风管碳污染, 区域布置在法兰预制区附近, 设置隔墙与不锈钢及镀锌风管作业区隔离;

碳钢风管预制区主要工作包括:钢板划线下料、钢板剪裁、组对焊接、焊接加强筋、清洁焊渣、液体渗透检查、贮存;

根据以上工作内容进行合理布置, 并选用先进的机械设备;

碳钢风管原材料规格为:材质为OBS的1.5mm厚12192500mm板材;材质为ABS的1.5/2.0/3.0mm厚12192500mm板材, 选用的机械需满足以上规格材料加工需要;

预制区计划设置面积为420m2, 规划最大月度产能为700m2;

按功能将该区域区划分为下料区、加工区、焊接区、存储区。

3.2.2 碳钢风管预制区布置

下料区主要布置1台剪板机 (Q11Y 62500B) 、1台冲型剪切机 (Q21-5C) ;

加工区布置1台折弯机 (WA67Y-100/3200D) 、1台液压折边机 (W62Y 42500) 、1台三辊卷板机 (Q11 22000) ;

焊接区布置2个制作平台、3台焊机;

储存区设置货架、存放平台等。

3.3 镀锌/铝板风管预制区

3.3.1 镀锌/铝板风管预制区布置原则

镀锌/铝板风管作业连贯性较强, 需下料与加工区间相邻, 形成完整流水线;

镀锌/铝板风管预制区主要工作包括:划线下料、剪切、压筋、咬口、折弯或卷板、合口成形、组装法兰、贮存;

根据以上工作内容进行合理布置, 并选用先进的机械设备;

镀锌/铝板风管原材料规格为:材质为GS的0.8/1.0/1.2mm厚1219mm宽的卷材;材质为AL的1.0mm厚12192500mm板材, 选用的机械需满足以上规格材料加工需要;

预制区总面积约780m2, 规划最大月度产能为2000m2;

按功能将该区域区划分为下料区、加工区、储存区。

3.3.2 镀锌/铝板风管预制区布置

下料区主要布置1台开卷机、1台三辊卷圆机 (WR-42000) 、1台电动剪板机 (Q11 22000) 、1台折边机 (W62Y-42000A) 、1条风管自动生产线 (AML200-III) ;

加工区主要布置1台单线压筋机 (G-1.52300) 、1台五线压筋机 (G-1.51250-5) 、3台辘骨机 (LC-12C、LC-12B、LC-15R) 、1台电动卷板机 (W11G 1.51530) 、1台手动折边机 (WS-1.51300A) 、1台砂轮机 (MQD3220) 、1台圆弯头咬口合缝机 (YWY-12) ;

储存区设置货架、存放平台等。

3.4 不锈钢预制区

3.4.1 不锈钢风管预制区布置原则

不锈钢风管制作区单独划分, 避免污染;

不锈钢风管预制区主要工作包括:划线下料、剪切、组对焊接、焊接加强筋、清焊渣及液体渗透检查、焊接法兰、贮存;

根据以上工作内容进行合理布置, 并选用先进的机械设备;

不锈钢钢风管原材料规格为:材质为ASS、2.0mm厚、长宽为12192500mm的板材;材质为SS、0.8/1.0/1.2/1.5mm厚、宽为1219mm的卷材;选用的机械需满足以上规格材料的加工需要;

预制区总面积约1140m2, 规划最大月度产能为1000m2;

按功能将该区域区划分为下料区、加工区、储存区。

3.4.2 不锈钢风管预制区布置

下料区主要布置有1台开卷机、1台五线压筋机 (G-1.51250-5) 、1台液压折边机 (Q11Y 42500B) 、1台电动卷板机 (W11G 1.51530) 、1个制作平台;

加工区主要布置有1台单线压筋机 (G-1.52300) 、3台辘骨机 (LC-15BR、LC-12DR、LC-12R) 、1台台式钻床 (ZQ4113) 、1个制作平台;

存储区主要在不锈钢存储仓库内, 里面用脚手架搭成货架。

3.5 防火风管预制区

防火风管预制区布置

防火风管预制区主要工作包括:划线下料、切割, 车间布置应满足以上作业要求;

防火风管制作区在车间外架设制作棚, 避免扬尘;

防火风管原材料耐火板材, 其规格为52mm厚、长宽为12002500mm的板材;选用的机械需满足以上规格材料加工;

预制区面积约40m2, 并在车间内设置材料贮存和防火风管贮存区。

4 通风预制车间总体布置设计规划

根据上述各预制区域的特点, 通风预制将采用轻钢立柱及屋架结构, 尺寸为90305m, 建筑面积为2700m2。室内采用隔板间隔, 车间分为三个部分:原材料和部分成品储存区;不锈钢、镀锌/铝板风管预制区;碳钢风管、法兰预制区。车间内采用灯光照明及10%的采光瓦, 屋顶设置自然通风器, 内墙柱上布置灭火器, 详细布置见图1所示。

5 结束语

CPR1000核电站 第7篇

CPR1000冷态功能试验的目的是在水实体的工况下, 以设计压力的1.33倍, 对反应堆冷却剂系统和有关辅助系统的高压部分进行强度性水压试验, 以检查主系统的设备、管道的密封和焊接质量, 验证其承压运行时的密封性和安全性。

根据ASME第三章锅炉和压力容器规范, 按需要在AP1000机组RCS (反应堆冷却剂系统) 及其相关系统的高压部分的压力边界内执行试验压力不小于1.25倍的最小设计压力的初始冷态水压试验, 对反应堆冷却剂系统和有关辅助系统的高压部分进行强度性水压试验, 以检查主系统的设备、管道的密封和焊接质量, 验证其承压运行时的密封性和安全性。

2 AP1000和CPR1000核电机组冷态功能试验比较分析

2.1 试验压力和温度要求

CPR1000试验压力为22.8 MP, 升压速率小于0.4 MPa/min, 温度范围为35℃-65℃, 升温速率小于28℃/h。AP1000试验压力为21.42 MPa, 最大压力为22.70 MPa。升压速率小于0.689 MPa/min, 堆芯补水箱的最小加压温度是23.9℃, 最小水压试验温度是18.5℃。

2.2 水压试验压力边界

CPR1000和AP1000核电机组的试验边界均为一回路压力边界及其辅助系统管线。二者的系统设计的差别导致相应的压力边界也有所不同。

2.3 临时措施

2.3.1 温度测量

AP1000共有25 (1-25) 个精度为+1.67℃ (+3℉) 量程为-1.1-93.3℃ (30-200℉) 的热电偶, 分别布局在:1-3以120°的间隔安装压力容器法兰;4-7以大约90°的间隔安装在环压力容器下封头过渡段;8-10以120°的间隔安装在环稳压器下封头过渡段;11-16分两组以120°安装在蒸汽发生器1、2外壳周围稍微低于管板高度;17-21安装在5个选定的控制棒驱动机构 (CRDM) 软管上;22, 23以180°安装在堆芯补水箱A底部容器封头过渡处周围;24, 25以大约180°安装在堆芯补水箱B底部容器封头过渡处周围。

2.3.2 压力测量仪表

CPR1000压力监测仪表:安装在RCP011MN的冷凝罐的排气管线上的两个标准压力表 (刻度0~40MPa, 精度0.2) ;量程0~25MPa, 安装在RCP 014MP位置的压力变送器EHP001MP;量程15~-25MPa, 安装在RCP011MN的正压腔接管上压力变送器EHP002MP;量程11~18MPa的在线压力表RCP005MP;静载压力试验仪表 (DPT) RCP017LP和RCP016MP:RCP017LP量程为0.1~20MPa, RCP016MP为-0.05~+0.05 MPa (测量值与DPT加载的标准压力值比较后输出信号) ;系统在线压力表RCP037/039MP:量程0~20MPa。

AP1000压力监测仪表:量程为0-27.6MPa (0-4000 PSIG) 、0-10V输出模拟量/数字量接口和精度为0.1%的3个临时压力变送器;3个量程0-27.6 MPa (0-4000 PSIG) 精确度0.1%的数字压力表或量程0-34.5 MPa (0-5000 PSIG) 精确度0.1%的机械压力表;量程0-27.6 MPa (0-4000 PSIG) , 精度0.1%的便携式压力校核仪表。“标准”压力变送器安装在RCS-PL-V005A稳压器释放阀管道法兰的入口位置;“备用”压力变送器安装在APP-RCS-PL-V205稳压器手动排气阀下游M02位置 (56.464 m) ) ;“参考”压力变送器安装在RCS系统低点 (26.492m) 的APP-PXS-PL-V033A安注箱A出口排放阀。

2.3.3 超压保护装置

CPR1000超压保护装置的功能是在水压试验期间监测RCP系统压力, 对RCP系统进行超压保护。AP1000核电机组在RCS-V005B处安装一个设定值为22.513 MPa的临时安全阀。

2.4 试验升压过程

在CPR1000核电机组, 主系统压力从0-16.5MPa, 采用RCV系统将系统升压;16.5MPa以后启动水压试验泵, 将系统升压到最后阶段。AP1000机组在主泵对一回路加热完毕后, 便用临时水压试验泵执行升压操作, 避免了升压方式的转化过程, 降低了压力波动的风险。

3 AP1000核电机组冷态功能试验注意事项

通过前面对AP1000与CPR1000的冷态功能试验的分析, 择要从主泵相关操作、试验的温度和压力两方面提出AP1000核电机组冷态功能试验的注意事项:

3.1 主泵相关操作

在抽真空过程中, 确保RCS压力保持任何时候大于定子腔压力;泵的首次启动将可能导致系统的压力骤降, 在反应堆冷却剂泵启动后可在流量允许的情况下, 加大CVS的上充流量, 若压力仍低于NPSH则需要立即停运主泵;为保证水膜厚度, 主泵绝不允许在300rpm的转数下正向或者反向连续旋转;为了防止主泵电机超功率, 需要保证任何一个主泵的转数至少不超过88%的额定转数甚至更低的转数;需要设计方核实试验期间是否需要安装堆芯过滤器, 以保证主泵在热试期间的额定转数情况下正常运行, 保证主泵电机不超功率 (冷试和热试期间一体化堆芯顶盖不打开) 。

3.2 试验的温度和压力

在试验期间需要主泵在试验阶段对反应堆冷却剂进行加热并在压力平台下进行整个系统的热耗估算试验, 以保证满足试验要求;实验过程中PXS系统的堆芯补水箱也在试验边界内, 为保证试验温度满足要求, 可采取加大CVS系统的上充流量, 将堆芯补水箱的疏水阀打开, 用高温的冷却剂替换原来的去离子水, 达到试验要求;在试验过程中, 确保系统的压力变化小于0.689MPa/min。

参考文献

CPR1000核电站 第8篇

作为国内CPR1000机组的标杆工程, 岭澳核电二期常规岛安装工程#3机组引进了国内首台百万千瓦级半速汽轮机。作为国内首台百万千瓦级核电半速汽轮机, 设计参数的不同决定了其安装施工具有常规火电机组不曾经历过的新工艺、新设备。本文针对岭澳核电二期特有的新工艺“高中压缸负荷分配”、“基础弹簧释放”, 特有的新设备例如“高中压中间汽封体间隙测量工具”, 作针对性介绍。

2 新工艺的应用

2.1 高中压缸负荷分配

2.1.1 常规火电机组一般采用“猫爪垂弧法”进行负荷分配, 而岭澳核电二期则采用了“液压顶升法”进行各猫爪的负荷测定。

2.1.2 常规火电机组一般要求三缸扣盖前, 汽缸外部大管道 (诸如导汽管、热段/冷段、连通管等) 必须与汽缸连接完毕, 并且完成负荷分配;而岭澳核电二期则明确要求, 所有的汽缸外部大管道必须待汽缸扣盖后方可与汽缸连接, 而每一组管道连接还穿插了一次负荷分配。这是两种不同类型机组的较为明显的区别。

2.1.3 深层次地探究, 阿尔斯通对高中压缸负荷分配的要求, 反映了对高中压缸猫爪承力状况的严格要求:高中压缸外部大管道较多, 管道直径较大, 管道对口的偏差, 焊接应力释放的不均匀, 甚至管道支吊架、主汽联合阀组和中压蒸汽联合阀组支架偏离设计理论值, 都将会导致猫爪承力的偏差;因此, 要求“每一组管道连接前后各穿插一次负荷分配”, 能够较为准确地把握这些引起高中压缸猫爪承力偏差的原因, 从而为解决高中压缸负荷分配不当的定性分析奠定基础。

2.1.4“液压顶升法”在此前的珠江LNG安装项目已有采用, 相应的操作及计算类似执行, 在此不再作描述。

2.15方案优化:

在原来阿尔斯通程序的要求当中, 高中压缸负荷分配一共分为7次, 如下所示:

第一次负荷分配:高中压缸尚未与外部管道相连接;第二次负荷分配:冷段下半管道与高中压缸连接完毕;第三次负荷分配:中排管道下半与高中压缸、#1和#2低压内缸连接完毕;第四次负荷分配:热段下半管道与高中压缸连接完毕;第五次负荷分配:导汽管下半与高中压缸连接完毕;第六次负荷分配:抽汽管下半与高中压缸连接完毕;第七次负荷分配:所有上半管道与高中压缸连接完毕, 主汽联合阀组、中压蒸汽联合阀组支架已经调整完毕, 相应地, 所有的管道支吊架已经调整完毕;

而根据阿尔斯通在N4类型机组的施工经验, 高中压缸负荷分配可简化为5次:

第一次负荷分配:高中压缸尚未与外部管道相连接;第二次负荷分配:冷段下半管道与高中压缸连接完毕;中排管道下半与高中压缸、#1和#2低压内缸连接完毕;第三次负荷分配:热段下半管道与高中压缸连接完毕;第四次负荷分配:导汽管下半与高中压缸连接完毕;抽汽管下半与高中压缸连接完毕;第五次负荷分配:所有上半管道与高中压缸连接完毕, 主汽联合阀组、中压蒸汽联合阀组支架已经调整完毕, 相应地, 所有的管道支吊架已经调整完毕;

而结合实际施工情况分析, 便发现存在下述问题:

阿尔斯通所定义的“中排管道下半”, 指的是高中压缸与#1和#2低压内缸之间的整条管线下半, 而非传统意义上的“汽缸外侧第一个支吊架”处;“中排管道下半”单侧管线 (左侧或右侧) 下半多达17个焊口, 其中将会影响负荷分配的焊口为14个;而这些管段, 最大直径约为Φ2600mm, 最小直径约为Φ1791mm, 工程量惊人;

因此, 将“中排管道下半与高中压缸、#1和#2低压内缸连接完毕”列为“第三次负荷分配”的先决条件, 将会严重影响后续管线与高中压缸的连接工作, 明显存在着施工周期的硬伤;

此外, 六段抽汽管道与汽缸连接处设计了一个冷拉口, 若较早地将此冷拉口与高中压缸连接, 连接过程中有可能会引起高中压缸的移位 (岭澳核电二期半速汽轮机高中压缸前猫爪设计为可滑动) ;而抽汽管道布置为非对称布置, 将“抽汽管道下半与高中压缸连接”作为其中一个控制点较为恰当;

而从上述第3点可以看出, 阿尔斯通要求“每一组管道连接前后各穿插一次负荷分配”, 目的主要是为了“准确地把握引起高中压缸猫爪承力偏差的原因”, 因此, 管道连接顺序并不重要, 重要的是较好地执行“每一组管道连接前后各穿插一次负荷分配”这一原则;

因此, 现场对阿尔斯通设计的高中压缸负荷分配顺序进行了优化、调整, 如下所示:

第一次负荷分配:高中压缸尚未与外部管道相连接;第二次负荷分配:冷段下半管道与高中压缸连接完毕, 其支吊架调整完毕;第三次负荷分配:导汽管下半与高中压缸连接完毕, 其支吊架调整完毕;第四次负荷分配:热段下半与高中压缸连接完毕, 其支吊架调整完毕;第五次负荷分配:中排管道下半与高中压缸、#1和#2低压内缸连接完毕, 其支吊架调整完毕;第六次负荷分配:抽汽管下半与高中压缸连接完毕, 其支吊架调整完毕;第七次负荷分配:所有上半管道与高中压缸连接完毕, 所有的管道支吊架调整完毕;主汽联合阀组、中压蒸汽联合阀组支架已经调整完毕, 相应地, 主汽联合阀组外接管道VVP管道连接完毕, 管道支吊架调整完毕。

其中, 将“抽汽管下半与高中压缸连接完毕”放在其它下半管道后面, 主要是考虑此时, 其它的下半管道已经与高中压缸连接完毕, 六段抽汽管道冷拉口施加在高中压缸上的荷载, 已经不足以引起高中压缸的移位。

此优化方案已经阿尔斯通和东方汽轮机厂有限公司批准。

2.2 基础弹簧释放

2.2.1“基础弹簧释放”前必须具备的条件如下:

所有的汽轮机-发电机部件已经最终定位, 尚未就位的部件总重不能超过100T。对于尚未安装的部件, 应当根据其安装位置绘制示意图, 并邮送给设计部门予以确认。

轴系

汽轮机轴系已经找中完毕。

发电机转子尚未找中。

所有的地脚螺栓已经紧固, 其伸长量符合要求。

润滑油、顶轴油及盘车装置可用。

联轴器尚未联接。

凝汽器

弹簧释放前后凝汽器重量不应发生改变。凝汽器水压试验应当已经完成。

2.2.2“基础弹簧释放”主要工作由土建承包商配合青岛隔尔固制造厂完成, 对于安装承包商而言, 更为关心的是“基础弹簧释放”前后, 汽轮发电机关键部位, 诸如“轴承箱/内缸的扬度和水平”、“对轮的张口和同心度”、“高中压转子/汽缸/轴承箱的相对位置”等有无明显的、不可接受的变化;

2.2.3 因此, “基础弹簧释放”前后, 安装承包商必须对“轴承箱/内缸的扬度和水平”、“对轮的张口和同心度”、“高中压转子/汽缸/轴承箱的相对位置”进行详细、准确的测量记录, 从而确定有无显著的变化;若有, 则必须要求弹簧制造厂重新进行弹簧调整;

2.2.4 根据阿尔斯通的要求, “基础弹簧释放”前后, 整个汽轮发电机组大基础的标高变化应控制在“±1mm”以内;

2.2.5 重点关注事项:

阿尔斯通要求所有与汽缸连接的外部大管道 (诸如导汽管、热段/冷段、连通管等) , 必须与汽缸连接完毕并执行相应的负荷分配后, 才能交付“基础弹簧释放”, 这一点值得探究, 现场对这些外部大管道进行了分类, 可分为以下三大类:

Ⅰ整体布置在汽轮发电机组大基础上的管道, 指的是其支吊架生根在机岛基础上的管道, 例如“中低压连通管”, 这些管道与汽缸连接与否, 其实对“基础弹簧释放”没有太大关系, 毕竟其重量已经附加在机岛基础上, 而连接所产生的应力, 也仅限于机岛基础内部;

Ⅱ对于部分或全部支吊架生根在机岛基础上的管道, 若管线上布置了膨胀节, 则应当考虑膨胀节的最大允许补偿量;理论上, 如果青岛隔尔固能够保证“±1mm”的精度, 则此类管道也不会产生什么问题;

Ⅲ对于部分或全部支吊架生根在机岛基础上的管道, 管线上没有布置膨胀节, 则必须考虑这一类管道在“基础弹簧释放”前后的安全性问题:若“基础弹簧释放”后, 这一类管道发生了变形, 则此变形将会附加在汽缸上, 将会对高中压缸负荷分配产生影响。

因此, 很有必要在“基础弹簧释放”后对高中压缸进行再一次的负荷分配, 但此时, 将较难判断影响负荷分配不当的主因。

针对此事宜, 现场发出了澄清要求, 阿尔斯通的答复是:“基础弹簧释放前, 所有与汽缸连接的大管道必须连接完毕, 其支吊架调整完毕”, 第Ⅲ类管道的影响如何, 还须等待后续施工实践的验证。

对于“基础弹簧释放”中的先决条件“低压外下缸与凝汽器上喉部连接完毕”, 事实上, 对于N4类型的半速汽轮机, 低压外下缸仅仅是真空系统的一个边界, 可将其看作是凝汽器的一部分, 低压外下缸与低压内下缸仅仅是通过“柔性密封环”进行连接, 因此, 低压外下缸与凝汽器上喉部连接与否, 对整个机岛基础而言, 没有任何关系, 唯一需要注意的是, “基础弹簧释放”前, 低压外下缸与低压内下缸之间的“柔性密封环”不可连接, 避免因基础弹簧释放的过大偏差而造成“柔性密封环”拉伸过大, 损坏“柔性密封环” (“柔性密封环”为一橡胶产品, 允许最大拉伸量为6mm) 。

3 新设备的应用

高中压中间汽封体间隙测量工具:

对于高中压缸而言, 由于高中压转子布置在轴承箱上, 与高中压缸处于分离状态, 无论是轴系找中过程中轴承箱的调整, 还是外部管道连接前后可能引起的变化, 都有可能导致其通流的变化, 因此, 必须对其通流间隙进行外引, 从而在不同的安装阶段对其进行检测;

岭澳核电二期对“高中压缸/轴承箱/转子之间的位置”定义了众多检测点, 包括“转子与汽封洼窝的对中”等手段, 详情可见后面附图;当然, 根据常规火电机组的施工经验, “外引K值”也是一个较为重要的手段。

但是, 对于高中压缸中部, 一旦高中压缸发生任何变化, 此处的下挠最大, 相应的变化也是最为明显, 而此处, 常规的检查手段难以触及, 因此, 阿尔斯通设计了专门的工装对此进行测量, 如下图所示:

安装过程中, 应先测量确定原始值L1, 即在单独的“高中压中间汽封体”上半上插入专用工具“Probe” (上图的件3) , 然后在汽封体汽封齿 (上图的件2) 处放置一根平尺 (上图的件1) , 平尺上推至贴紧汽封齿, 测量所得数值记录为L1;

通流间隙调整合格后, 在高中压缸转子 (上图的件4) 已经准确定位的情况下, 扣合高中压缸上半并紧固中分面螺栓, 重新测量所得数值记录为L2;

扣盖后, 高中压缸水平中分面螺栓紧固、验收后, 对此数值进行测量, 应与L2保持一致;

同样地, 在此后的安装过程中, 若安装活动涉及到高中压缸的变化, 例如“轴系找中需要调整前中轴承箱”、“高中压缸与外部管道连接”、“高中压缸负荷分配”、“基础弹簧释放”等, 都必须对此数值进行测量, 确保高中压缸通流间隙不发生较大的变化。

4 结语

岭澳核电二期常规岛安装工程#3机组汽轮机肩负着国内CPR1000系列首台核电机组的“四个自主化”的历史使命, 因此, 能否及时、有效地消化、吸收其设计理念, 准确地应用其新工艺、新设备, 是极为严峻的挑战。

实际施工当中, 准确地把握了半速汽轮机蒸汽参数低、容积大的特点, 深入地认识高中压缸负荷分配、基础弹簧释放等新工艺的设计意图, 较好地实施、实用。