AP1000系统清洗

AP1000系统清洗（精选八篇）

AP1000系统清洗 篇1

自20世纪70年代中国核电开始起步, 至“九五”规划相继通过自主设计或引进建成并网发电一批包括300MWe、600MWe、900MWe和1000MWe压水堆核电机组和700MWe重水堆核电机组。中国政府提出在2020年之前使中国的核电装机达到40, 000MW, 即中国在未来15年间要相继建成36座核反应堆, 从而实现这一目标。 (注:中国2020年总发电装机预计为1, 200, 000MW, 核电将占3.6%) , 2006年中国核电招标美国西屋公司胜出, 标志着世界上最先进“第三代”AP1000即第三代先进、非能动安全、1000MW压水堆的核电技术将落户中国, 目前国内在建AP1000三代核电站为浙江三门和山东海阳核电站。

2 AP1000电力系统

2.1 概述。

厂内电源系统由主交流电源系统 (ECS) 和直流电源系统组成。ECS是一个非1E级系统 (除了主泵断路器) 。直流电源系统由1E级直流、UPS系统 (IDS) 和非1E级直流、UPS系统 (EDS) 两部分组成。

ECS的正常电源由电厂的主发电机提供。主发电机通过三个单相升压变压器与厂外电网相联, 变压器区域内有一个备用的单相主升压变压器。这个备用可以代替某个出现故障的单相主升压变压器。主发电机通过两个容量相等的堆辅助变压器向电厂辅助交流负荷提供正常电源。当主发电机不可用时, 发电机断路器断开, 优先电源经开关站通过主升压变压器 (MSU) 和辅助堆变 (U-AT) 倒送电向ECS供电。

IDS系统共有四个独立的1E级的125V直流蓄电池通道。通道B和通道C有两个蓄电池组, 在发生设计基准事件时 (包括失去交流电源) , 其中一个蓄电池组可以向安全相关负载至少供电24小时, 另一个蓄电池组可以向第二套安全相关负载至少供电72小时。通道A和通道D只有一个24小时容量蓄电池组。负载按照它们的功能被分配至各个蓄电池组, 以满足在72小时应对时间内的前24小时内不需要手动或自动负荷卸载。

IDS系统设有一个带充电器的1E级备用蓄电池组。同时还有一个独立的非1E级备用充电器。为了保持每个1E级直流系统通道的独立性, 充电器上永久安装了插入闭锁断开装置以防多于一个蓄电池组连接至备用充电器。另外, 还安装了kirk-key联锁装置, 以防止同时不止有一个配电盘在操作。备用的蓄电池组安装于一个单独的房间内, 它的容量足够向被它临时代替的蓄电池组的负载供电。

IDS系统中包括四个独立通道的1E级120V交流仪表母线的UPS。UPS的正常电源来自各自的1E级125V直流母线。备用电源由ECS通过1E级调压变压器提供。不分通道的非1E级120V交流仪表母线的不间断电源也有同样的结构, 其正常电源来自非1E级125V直流母线, 备用电源由ECS通过调压变压器提供。

2.2 功能。电气系统实现如下安全功能:

安全级电源:IDS向电厂停堆时所需的仪表、控制、监测和其他重要功能所要求的安全级设备提供可靠的电源。在失去所有厂内和 (或) 厂外交流电源的事件中, 直流蓄电池组成为运行所需的直流和交流仪表UPS负载的电源。

反应堆冷却剂泵停机:从保护和安全监测系统 (PMS) 收到一个信号后, ECS可以切断反应堆冷却剂泵电机的电源。堆芯补水箱被驱动后, 主泵应停机, 因为反应堆冷却剂泵的持续运行会影响堆芯补水箱的运行。

电气系统实现如下非安全功能:

(1) 电厂纵深防御负载的正常电源。实现纵深防御功能的主要系统包括:正常余热排出系统 (RNS) 、设备冷却水系统 (CCS) 、化学和容积控制系统 (CVS) 、主给水和起动给水系统 (FWS) 、厂用水系统 (SWS) 和中央冷冻水系统 (VWS) 。ECS向上述系统提供非1E级交流电源。

在电厂模式5 (冷停堆) 和6 (重新装料) 中, ECS在主冷却系统减装量运行期间要求向余热排出系统供电。ECS在主冷却系统减装量运行期间供电的功能是重要的非安全级相关系统调节措施 (RTNSS) , 它还需要附加的调整监测。

(2) 电厂非安全级负载的正常电源。ECS被设计成向下列设备提供交流电源:确保反应堆在启动、正常运行和正常停堆中所需要的电厂非安全级负载;在反应堆运行和停堆时都需要保持可操作性的永久性非安全级负载。

(3) 柴油发电机电源。当主发电机停机同时失去厂外电源时, 厂内备用柴油发电机被设计成向经选择的电厂永久性非安全级负载提供交流电源。这些经选择的负载能够实现纵深防御功能;在主冷却系统减装量运行期间给反应堆一回路余热排出系统的设备提供后备电源。

(4) 72小时后电源。辅助发电机向下列设备提供交流电源:在失去所有电源的小概率事件中, 向1E级事故后监测装置、主控制室照明、主控制室和仪控室通风供电;当所有其他电源都不可用时, 向非能动安全壳冷却系统 (PCS) 再循环泵供电, 该泵向PCCWST补水以确保安全壳表明湿润, 和/或向乏燃料池补水。

(5) 事故后监测。ECS发信号给保护和安全监视系统, 使得事故后监测系统能够监测反应堆冷却剂泵、柴油发电机和稳压器电加热器。

(6) 稳压器电加热器跳闸。ECS提供使稳压器电加热器跳闸的不同方法。

(7) 蓄电池充电。IDS和EDS向相关负载提供连续的电源, 同时经蓄电池充电器向蓄电池浮充。如果有一个逆变器不可用时, 通过调压变压器向1E级和非1E级UPS负载提供备用电源。

(8) 直流和UPS电源。EDS被设计成向在电厂启动、正常运行、普通和紧急停堆时需要的非1E级控制和仪表的负载和设备提供连续和可靠的电源。

(9) 正常照明。当厂内和厂外电源可用时, ELS向NI厂房内有人和无人区域包括主控制室提供符合视觉要求的正常照明。

(10) 主控制室应急照明。失去正常照明时, ELS向主控制室安全盘提供照明, 并且向主控制室和远程停堆工作站区域提供应急照明。这些电源在最初的72小时由IDS提供, 之后由ECS的两个辅助交流发电机提供。

ELS在出现设计基准地震事故的情况下为主控室提供照明以满足主控操作的需要。当全部非抗震系统都失效后, 仅需要在监控电厂安全系统的区域维持最小照度。

(11) 应急照明。当失去厂内和厂外交流电源时, ELS由灯具自带的蓄电池提供8小时的应急照明, 这些照明用于厂房的紧急出口以及消防通道出入口, 此外还包括恢复电厂运行可能需要进行操作的区域。

(12) 接地和防雷保护系统 (EGS) 。执行下列非安全功能:在高压系统瞬态时维持厂区安全电压;提供一个低阻抗接地故障电流回流通路;电气瞬态时维持厂区结构安全电压;提供一个低电气噪音运行环境;将干扰仪表系统的噪音降至最低;将雷电对电气设备和结构的危害降至最低。

(13) 通讯。电厂EFS在正常运行、非正常、事故和紧急情况包括失去正常交流电源时为操作、维护和电厂其他工作人员提供可靠的声音通讯。在紧急情况下EFS也在全厂范围内广播报警信号。

电厂的TVS用于反应堆厂房和燃料厂房, 为核操作提供闭路电视监视录像。这些摄像机用于主要设备的操作和维护。火灾探测、报警及联动系统主要提供火灾探测、集中和发出全厂火灾事件的报警信号到位于控制室内的中央火灾报警屏, 同时必须联动必要的消防系统。

综上所述, AP1000采用了专设安全设施非能动技术, 专设安全设施安全功能不再依赖交流电源, 因此电厂所有交流电源系统均为非安全级。机组正常电源由电厂的主发电机提供。当主发电机不可用时, 电厂辅助电源将由500k V厂外优先电源通过主升压变压器和辅助堆用变压器提供。在失去主发电机和500k V厂外电源时, 停堆辅助电源将由220k V厂外优先电源通过备用厂变获得, 与此同时, 该电源亦在电厂换料检修期间提供检修电源。

参考文献

[1]上海核工程研究设计院.DSNE-000221-SDNP山东海阳核电厂一期总说明书[Z].

AP1000系统清洗 篇2

摘要：AP1000自动卸压系统（ADS）中泄压阀的动作由保护和安全监测系统（PMS）控制实现，它的误触发引起的一回路压降危害不亚于LOCA事故，而PMS的软件共模故障可能导致这样的误触发发生。为了降低ADS系统误触发的概率，AP1000设计了ADS闭锁模块用于对触发条件的重复确认。文章介绍ADS触发闭锁模块的原理和设计，分析ADS误动和拒动的可能性。

关键词：核电站；AP1000；自动卸压；中泄压阀；ADS闭锁模块

中图分类号：TL48 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）11-0074-03

1 自动卸压系统简介

AP1000压水堆核电站设计了自动卸压系统（简称为ADS），它的动作用来降低反应堆冷却剂系统的压力，以实现堆芯补水箱（CMT）中含硼水的注入、堆内换料水储存箱（IRWST）中冷却水的注入及安全壳再循环启动；自动卸压系统是反应堆冷却剂系统的一部分，并且与非能动堆芯冷却系统连接，包含4组顺序开启的阀门，用以降低反应堆冷却剂系统的压力，从而使非能动堆芯冷却系统能为堆芯提供长期冷却。

自动卸压系统包含4个卸压等级，主要包括10个泄压阀，分别连接到反应堆冷却剂系统的三个不同位置。前3级自动卸压阀为电动阀，第4级自动卸压阀是爆破阀。第1、2、3级自动卸压系统各有两条管线，每条管线上串联两只电动阀，上游的为隔离阀，下游的为调节阀。每一条管线的入口经过一条公用母管，与稳压器顶部相连，每一条管线的出口与公用的卸压母管相连，通过喷淋管线上的喷淋头注入堆内换料水储存箱中。第4级自动卸压系统包括对称的两路管线，其中一路通过一个入口与一个热段管线相连，两条管线一路。图1为自动卸压系统概要图。

2 自动卸压系统的控制

自动卸压系统作为专设安全设施之一，泄压阀的动作由保护和安全监测系统（PMS）控制实现，它的触发逻辑有3个：堆芯补水箱注入并且4个序列中的2个序列探测到任何一个堆芯补水箱液位低-1设定点；长期失去交流电源（IDS低电压信号）；手动触发。

2.1 ADS闭锁模块

保护和安全监测系统为每个序列提供了一块ADS闭锁模块，该模块为1E级模块，使用常规的模拟量模块，不依赖于软件，其概念图如图2。序列间的闭锁模块相互之间没有连接，也不进行选择逻辑判断。输出给CIM的信号用在Z端口的关方向，相比用于正常触发ADS的X端口，CIM的Z端口拥有更高的优先级，因此送到Z端口的闭锁命令将阻止从集成逻辑处理器ILP来的ADS触发信号。每个序列模块对4个阀门进行闭锁，对于ADS第4级，这些阀门由PMS的两个序列来驱动，则需对两个序列都进行闭锁。除了输入和输出的连接以及它的供电，ADS闭锁模块不与PMS的其他设备共享电回路。表1为ADS闭锁模块的序列分配情况。

2.2 ADS触发的闭锁功能设计

AP1000设计已经采取了一定数量的方法来减少误触发ESF功能的可能性。不过，一个或多个安全序列的软件共模故障仍可能导致系统级的误触发。对于ADS，它的动作引起的一回路压降危害不亚于LOCA事故，这样的误触发是无法接受的，因此，AP1000设计了ADS触发的闭锁控制。

ADS闭锁设计的出发点是对ADS触发条件的再确认，以确保ADS动作不是由于误触发。对于PMS软件共模故障，主要是针对ADS触发的自动控制逻辑。

首先，假设专设安全设施S信号触发，PMS打开堆芯补水箱CMT的下部阀门，将含硼水注入RCS进行补充，硼水在重力的作用下注入反应堆。若没有发生LOCA，这些阀门的打开不会引起RCS排水，CMT的循环是封闭回路，进入反应堆的硼水由冷段的冷却剂进行补充，CMT的液位不会下降；若发生LOCA，则CMT的液位将会持续下降。因此，测得的CMT液位是真实LOCA的有效指示，将CMT液位作为ADS闭锁信号是合理的。两个CMT分别包括四个窄量程液位计，液位信号分别输入到四个序列。ADS闭锁模块与PMS模拟量输入卡件AI688共享CMT液位传感器的输入，经过闭锁判断的输出通过硬接线输出至ILC机柜的CIMZ端口输入端接点。在正常运行时，4～20mA的信号高于设定值，报警输出触点闭合，ADS触发被闭锁；在真实的LOCA事故发生时，任意一个CMT液位下降到设定值以下，输出触点打开，ADS闭锁解除。

其次，在失去交流电源时需解除对ADS的闭锁，该模块接收来自蓄电池继电器的触点输入，当任一继电器指示电压低于设定值，则解除对ADS的闭锁。

最后，AP1000也在在主控室提供了手动解锁的开关，每个序列一个。在自动触发失效时，操纵员可以通过这些开关进行手动ADS触发解锁。通过在主控室监测CIM的X、Y端口的状态获得ADS的闭锁情况。

当主控不可用时，远程停堆站RSW需要具备手动触发ADS的能力，每个序列的MCR/RSW切换开关可以将电厂的控制从主控室切换到远程停堆站。这些切换开关动作的同时将解除ADS闭锁，使RSW具备手动触发ADS的能力。

综上所述，CMT低液位信号，IDS电池低电压信号，手动解锁信号和MCR/RSW切换信号中的任意一个都可以解除闭锁。

3 可靠性分析

3.1 独立性

为了有效地防止误触发，ADS闭锁模块独立于PMS的故障模式。ADS闭锁模块位于PMS的双稳态逻辑BCC机柜中，与PMS共享输入信号、输出设备CIM和供电电源，但并不影响其闭锁功能的独立性。

3.1.1 共享输入信号。PMS的自动ADS低CMT液位结合CMT驱动信号触发，比如稳压器液位低。因此，单独的CMT液位低不会导致误触发，且故障液位信号可以通过其他序列的交叉比较发现，这些信号的共享不影响闭锁功能的独立性。

3.1.2 共享设备接口模块。ADS闭锁模块使用CIM的Z端口，CIM具备监测和维护的特点，因此没有必要增加额外的信号闭锁设备，共享CIM不会影响闭锁功能的独立性，因为CIM本身不是误触发的源头：

（1）任何ADS路径的触发都要求动作同一序列的两个CIM。在1、2、3级CIM打开串联的电动阀的情况下，第4级ADS的爆破阀的装填和点火由不同的CIM来执行，这两个CIM位于不同的PMS机柜，由不同的PMS处理器来触发。

（2）一个序列中用于打开ADS路径的两个CIM之间不存在接口，不存在一个CIM的故障引起另外一个CIM故障的情况。且CIM是得电动作，CIM故障也不会误触发。

（3）CIM接收的只是简单的打开/闭合阀门的命令，不存在复位、模式切换等命令。

（4）ADS触发不接收来自电厂控制系统（PLS）的命令，因为它们是会导致严重后果的阀门。

（5）CIM通过串行数据链路从PMS接收信号，且具备自诊断错误检查功能，自动剔除坏点信号。

（6）CIM在失去指令的情况下默认动作为不触发输出。

（7）Z端口的使用不会增加新的故障模式，它本身就存在于CIM当中，只是使用与否，因此已经考虑它的可靠性了。

3.1.3 共享供电电源。共享供电电源也不会影响闭锁功能的独立性，机柜断电不会引起ESF信号输出，尽管此时ADS闭锁已经解除，但也不会引起ADS的误触发。ADS闭锁模块使用4个光电隔离器向4个CIM提供闭锁信号，光电隔离器为闭锁模块的电源与CIM内部48V电源之间提供隔离。采用专用的24V湿电压给闭锁模块、模块的输入触点和固态继电器提供电源，该电源由机柜提供，且与机柜供电隔离。

3.2 故障拒动分析

ADS闭锁模块设计为“故障安全”，当ADS闭锁模块故障时，它对ADS触发的闭锁被解除，或者当输入条件大于设定值时，模块的故障也不会阻碍ADS闭锁的解除。也就是说ADS闭锁模块故障发生或输入满足条件，都将解除闭锁。

针对ADS闭锁模块进行的试验表明，86%的故障会朝安全方向发展，也就是说86%的模块故障对ADS闭锁模块进行了解锁，而14%的模块故障无法解锁ADS闭锁模块。针对ADS闭锁模块进行平均故障间隔（MTBF）分析，评估的模块故障率为λ=372/1.0E+09。引起故障拒动可能是模块故障引起的，也可能是传感器故障引起。

3.2.1 模块故障。ADS闭锁模块故障向“非故障安全”的方向发展，没有对ADS进行解锁，这种情况可能阻止必要的ADS触发。按照ADS闭锁模块的设计，这类故障一般只会在定期试验时发现，如果发生这种情况，序列的ADS无法触发的平均时间为定期试验周期的一半（平均恢复时间MTTR）。AP1000 PMS中，每个序列的ESF功能定期试验周期为92天。因此，由闭锁模块引起的ADS无法触发的概率PFD（要求时失效概率，Probability of Failure on Demand）可以由下述计算得到：

PFD=λD×tCE

式中：

λD——模块的故障失效率

tCE——模块的等效平均停止工作时间

3.2.2 传感器故障。两个CMT液位传感器的同时故障也将导致序列的ADS触发故障。当PMS系统逻辑满足触发条件时，序列应该触发ADS，但是由于闭锁模块未被解锁，该序列的触发没有发生。传感器的故障可以通过不同序列间的冗余交叉比较立即发现，对传感器进行维修，使之投入运行的预计时间为72小时，传感器的故障率为1.0E-07f/hour，单个传感器的故障为7.2E-06，两个传感器的故障为5.2E-11，即使是非常低的可能性，我们仍然考虑了传感器的共模故障，尽管这种情况与ADS闭锁模块的故障相比微乎其微。假设单个序列故障，也不会阻止整个ADS功能的触发，这种故障的结果对堆芯的损坏概率非

常低。

3.2.3 故障误动分析。当ADS闭锁模块故障，未能闭锁ADS触发功能，则可能导致ADS误触发。在这种情况下，闭锁的解除可以通过PMS和DCIS监测的CIM状态立即被发现，ADS闭锁模块非常容易替换，但是由于并没有丧失安全功能，因此对它的维修并不是最紧急的。此处假设维修的平均时间为24小时，则闭锁模块不可用的概率为：

PFD=372×10-9×86%×24=7.7×10-6

如此低的可能性，结合低的误触发概率，使得这种情况发生的可能性更低。

4 结语

AP1000自动卸压系统（ADS）的误触发引起的压降危害不亚于LOCA事故，它的触发或动作需要额外关注，为了防止PMS软件共模故障引起的ADS系统误触发，AP1000设计了1E级硬件模块ADS闭锁模块，用于对触发条件的重复确认。试验和分析表明，ADS闭锁模块的应用降低了ADS误触发的可能，同样也不会引入不必要的拒动概率。

参考文献

[1]顾军，缪亚民，范福平，等.AP1000核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2010.

[2]陆朝荣，施毅.设备故障率和设备维修策略[M].北京：机械工业出版社，2004.

作者简介：刘乐（1987—），男，湖北洪湖人，供职于三门核电有限公司，研究方向：AP1000核电项目电厂控制系统维护及管理。

AP1000装换料系统特点分析 篇3

1.1 AP1000装换料系统位置

AP1000装换料系统主要位于辅助厂房及反应堆厂房两个区域内,每个区域有各自的系统和设备。

(1)辅助厂房———它是接收、贮存和装运新燃料和乏燃料的场所。此外,它还可以检验新燃料组件和修复破损燃料组件。辅助厂房中主要有燃料抓取机、新燃料升降机、新燃料储存区、乏燃料水池、倾翻机以及乏燃料发运所需的场所。

(2)反应堆厂房———安全壳内不仅装有反应堆和一回路主系统及设备,还有换料水池和装换料设备,燃料组件装卸的大部分操作都在这里进行。反应堆厂房主要有装卸料机、倾翻机等设备。

装换料系统还设计有连接两个厂房的水下运输通道和燃料运输小车。

1.2 AP1000装换料系统功能

AP1000装换料系统的功能为新燃料组件进入辅助厂房后的检验、贮存和入堆,乏燃料组件出堆、检查和贮存,燃料组件在堆芯中的更换,燃料组件的破损检测,破损燃料组件的修复、重新入堆使用,以及乏燃料组件装罐运出厂房等。以上各工序除新燃料进场运输及乏燃料发送运输外,其余各项均在辅助厂房和反应堆厂房内进行。厂房内除新燃料验收和贮存外,其他工序均在水下远距离进行,采用水作为屏蔽层,既能带出乏燃料组件剩余衰变热,又具有良好的透明度,便于观察。

1.3 AP1000装换料系统主要组成部分

AP1000装换料系统主要由装卸料机、燃料抓取机、新燃料升降机、倾翻机和运输通道、运输小车等设备以及各种专用工具组成。

2 AP1000装换料系统设备特点

2.1 AP1000燃料组件特点

AP1000燃料组件高度为4 798 mm,相对于其他的压水堆燃料组件较长一些(如M310堆型用AFA 3G燃料组件高度为4 105 mm)。燃料组件高度增加致使相关设备尺寸相应增大,详细部分如表1所示。

燃料组件高度的增加导致装卸料机和燃料抓取机以及新燃料升降机的提升机构行程相应增加,在换料操作时需严格按照操作升序执行,在操作过程中应密切关注燃料的位置以及行程,防止未完全到达上位或下位而损害燃料组件。

2.2 装卸料机特点

AP1000装卸料机小车采用两层平台框式结构。下层为操作平台,布置有操作台、外套筒支架、观察窗。小车的上层为提升机构检修平台,主要布置有两只电气箱和提升机构。小车的上层用四根方形立柱与螺栓连接,并设置直梯。

提升机构的功能是使内套筒(伸缩套筒)、抓具和燃料组件做升降运动,主要由电动机、联轴器、两个液压制动器、蜗轮蜗杆减速器、卷筒装配、载荷保护装置、重量保护装置、盘式制动器、手摇机构、供气装置等组成。提升机构的机架与外套筒上端的上法兰连接。

AP1000装卸料机将提升套筒系统的维修平台设计在提升套筒的上部,这样的设计大大增加了装卸料机提升机构的维修空间和操作人员的操作空间。

2.3 燃料抓取机特点

燃料抓取机的主要用途是在辅助厂房内实现燃料组件的装卸和运输操作,它由桥架、小车和起重装置组成。桥架横跨在水池上,沿着燃料储存厂房两侧的轨道运行,小车能在桥架上精确定位。

在接收新燃料组件时,其他堆型(如M310)的燃料抓取机只从新燃料升降机降至乏燃料池底开始操作新燃料,新燃料组件从新燃料运输容器至新燃料储存格架再至新燃料升降机都由厂房内的其他吊车执行,总结为燃料抓取机提升机构只挂乏燃料组件操作工具,不挂新燃料组件操作工具。而AP1000从新燃料组件从运输容器吊出时就使用燃料抓取机。AP1000装换料系统在新燃料组件接收、检查时只使用燃料抓取机,且在新燃料入池时不需使用其他吊车,这样设计的优点为在新燃料接收时减少了操作人员的数量,缩短了新燃料组件接收的时间。

为实现其功能,AP1000燃料抓取机设计了两个提升机构,且两个提升机构的结构和功能完全不一样。

(1)新燃料提升机构:用于操作新燃料组件,如新燃料接收等;

(2)乏燃料提升机构:用于操作乏燃料组件,如换料时移动乏燃料等。

AP1000燃料抓取机的操作机构可以沿着操作平台护栏上方的轨道移动,且可以左右旋转,这样操作人员可以跟着提升机构同时移动,方便观察燃料组件操作工具和燃料组件之间的对中,提高了操作的准确性,也减少了燃料抓取的时间。

3 装换料操作过程中需重点关注的问题

3.1 设备自身的联锁及保护

3.1.1 装卸料机联锁及保护

为防止误操作而损坏燃料组件事故的发生,装卸料机设置了许多可靠的安全联锁装置:

(1)大车、小车、提升机构联锁:每次只能一个驱动系统工作。

(2)提升机构内套筒上限联锁(可有旁通):内套筒不在上限位置时,桥架和小车不能动作;旁通时,桥架或小车只能慢速驱动或点动。

(3)内套筒与抓具联锁:不在规定的起升高度,抓具不能操作。

(4)提升机构与重量联锁:重量指示为超重时,不能提升;重量指示为失重时,不能下降。

(5)抓具与重量联锁:重量指示为失重时,抓具才能动作。

(6)抓具与高度联锁:抓具只能在起升规定的高度上进行操作。

(7)提升系统慢速区与按钮联锁:提升慢速区内,操作按钮只有慢速。

装卸料机主要保护有:(1)终端限位保护;(2)接近终端自动减速保护;(3)超重及失重保护;(4)常规电气保护。

3.1.2 燃料抓取机联锁及保护

燃料抓取机的主要联锁有:

(1)大车、小车、提升机构联锁:每次只能一个驱动系统工作。

(2)提升机构与重量联锁:重量指示为超重时,不能提升。

(3)吊钩与高度联锁:吊钩只能在起升规定的高度上进行操作。

(4)提升系统慢速区与按钮联锁:提升慢速区内,操作按钮只有慢速。

燃料抓取机的主要保护有:(1)终端限位保护;(2)接近终端自动减速保护;(3)超重保护;(4)常规电气保护。

3.1.3 新燃料升降机联锁及保护

新燃料升降机的主要联锁有:

升降机构与重量联锁:重量指示为超重时,不能提升;重量指示为失重时,不能下降。

新燃料升降机的主要保护有:(1)终端限位保护;(2)接近终端自动减速保护;(3)超重保护和失重;(4)常规电气保护。

3.2 设备之间的联锁

装卸料机、燃料抓取机与燃料转运系统主要有以下的联锁操作:

(1)当装卸料机在倾翻机上方且clear(无干涉)图标没有显示时,倾翻机不能倾翻;

(2)当燃料抓取机在倾翻机上方且clear(无干涉)图标没有显示时,倾翻机不能倾翻;

(3)当倾翻机为垂直状态时,运输小车不能动作;

(4)当燃料抓取机在新燃料升降机上方时,新燃料升降机不能进行操作。

4 AP1000装换料操作特点

AP1000装料操作时使用两种燃料组件装载导向装置帮助装卸料机操作员进行装料,如图1所示。

4.1 普通燃料组件装载导向装置

在装料时,导向装置操作人员行走于装卸料机走台上对其进行操作,通过导向装置的两个缆绳进行移动、就位操作。普通燃料组件装载导向装置在装料时就位于下堆芯板上临近待装载燃料组件的位置,提供一个斜面帮助燃料组件底部销孔与下堆芯板上的定位销进行配合。

该装置包括两个部分:两个定位销就位于下部堆芯板上的流水孔中,一个斜顶面用于燃料组件装载导向。

4.2“L”型燃料组件装载导向装置

“L”型燃料组件装载导向装置的操作和定位方法与普通燃料组件装载导向装置一样,其结构为由两个斜面组成一个直角装置,直角面提供两个垂直的斜面进行燃料组件导向,其背面提供一个单面导向。

5 结语

AP1000装换料系统设备较其他堆型更为先进,更为智能化、人性化,在操作时减少了操作人员的人因失误,缩短了燃料组件操作的时间,减少了操作人员的数量,但在人员技能需求方面要求更为严格,需要操作人员熟悉装换料操作时的相关参数、联锁和保护,严格按照程序进行操作。

AP1000系统清洗 篇4

AP1000是我国最新引进的美国西屋第三代核电技术, 浙江三门核电与山东海阳核电作为第三代核电的依托项目, 已在2008年开工建设, 预计在2013年首台机组能上网发电。与传统成熟的压水堆核电技术比较, AP1000最明显的特征是采用了“非能动”的安全系统。安全系统非能动化理念的引入, 使核电站安全系统的设计发生了革新的变化: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和抗震厂房;提高了可操作性;降低了相关的维修要求;取消了1E级应急柴油机系统和大部分安全级能动设备以及明显降低了大宗材料的需求。由于采用非能动安全系统, 减少了事故情况下对操作人员的相应要求, 大大降低了人因错误造成事故扩大的可能性, 最终使AP1000的安全性能得到显著提高。

AP1000在仪控系统上的特征是使用了全数字化的仪控系统, 根据核电厂系统不同的核安全分级, 采用两个不同的平台实现, 安全级平台采用Common Q平台, 实现反应堆保护系统 (含反应堆停堆和专设安全设施驱动) 的功能, 非安全级平台采用Ovation系统, 实现核岛/常规岛/BOP大多数的控制功能。而DAS系统是独立于这两个平台外的一个孤立系统, 当实现保护系统的Common Q平台出现共模故障时, DAS用来降低堆芯融化和安全壳超压的概率。AP1000的保护系统所采用的Common Q系统经过了包括极端的温湿度环境、地震、电磁兼容性、软件共模故障的共模故障测试。经对地震、环境和电磁兼容性的测试, 证明这些情况不会对Common Q硬件系统产生共模故障。软件系统的共模故障也采用了多种方法以使产生共模故障的可能性最小, 而且在软件的设计过程中, 包括了对意外事件的评审, 来确定哪些安全功可能会被软件共模故障影响。这些可能受到软件共模故障影响的安全功能必须采用多样性方法来完成。把这些可能受影响的安全功能组合到一起, 就组成了多样性驱动系统 (DAS) , 用来减轻正常安全系统的软件共模故障的影响。

多样性只对安全级系统有要求, 而对非安全级没有要求。多样性的要求一是体现在反应堆保护系统内部, 即使用不同的传感器, 采用不同的触发机制, 采用不同的时序和计算方法;二是反应堆保护系统作为系统级的多样性配置, 也就是DAS系统。。它为反应堆保护系统提供一种额外的多样性后备, 其目的是为了减小由于保护与控制系统中不太容易出现的假定瞬态和共模故障可能引起的严重事故概率。因为PMS系统本身是抗震设计的, 所以DAS不考虑由地震引发的共模故障;同时, 因为通风系统是非能动冷却, 所以失去通风而引起的共模故障也不考虑, 因此, DAS系统虽然执行的是安全功能, 但它本身仍属于非安全级, DAS仅满足抗震II级要求。

2 DAS的基本结构

AP1000的DAS系统与基于Common Q平台的系统实体隔离并且无关联, 所以, 当发生不太可能的反应堆保护系统共模故障时, DAS系统能执行其预定功能。另外, DAS被设计成一个孤立的系统, 它独立于其他电厂控制与监视系统, 其运行不依赖于电厂数据网络 (DCS网络) 。

通过位于主控室的DAS面板可直接手动操作专设安全设施, 但对爆破阀的操作需通过爆破阀控制柜来完成, 现场的传感器信号送到DAS面板, 也送到控制器, 通过控制器产生自动驱动信号, 经2取2逻辑运算后, 完成停堆触发和专设安全设施驱动功能。

DAS各部分的部件描述如下:

2.1 控制器

DAS系统有两个控制器机柜。DAS控制器将过程信号输入与设定值相比较来决定是否需自动驱动DAS。控制器应用适当的逻辑功能和执行DAS驱动所必要的时间延迟。每个DAS驱动功能的状态显示在主控室的专用DAS面板上。这些状态信息, 也显示在DAS控制机柜的工程师站上。

提供的状态信息包括:DAS控制器已输出一个自动驱动命令, DAS过程输入超过设定值, 某项DAS功能已失效。DAS处理器也接收来自于DAS控制面板上的控制输入。这些控制用于复位、闭锁和解锁自动驱动功能。

2.2 爆破阀控制柜

爆破阀控制机柜是一个满足抗震II级的机柜, 与DAS处理器要求相同, 爆破阀控制机柜包含12个与爆破阀点火器接口的爆破阀控制器。DAS的爆破阀控制器与AP1000反应堆保护系统的爆破阀控制器构成多样性和独立性。爆破阀控制器与爆破阀的接口如下:每个爆破阀控制器接收来自于DAS面板的两个低电平信号, ARM信号和ACTUATE信号。要驱动爆破阀时, ARM信号激发, 输入到爆破阀控制器。该动作可使引爆管点火电容与引爆管点火器隔离, 从而允许电容充电。

电容充完电后, 移除ARM信号, 提供AC-TUATE信号。该信号联接充电电容和点火器, 促使引爆点火器。如果释放ARM信号后, 不立即提供ACTUATE信号给爆破阀控制器, 电容充的电会耗尽, 爆破阀控制器将不能使爆管发射。在此情况下, 必须重新提供ARM信号给爆破阀控制器。

2.3 网络

尽管通信网络具有高可靠性, 但在设计上, DAS的控制器不依赖于网络通信来保证驱动信号的实现, 但允许DAS的工程师站或操作员站进行数据存取, 监视和组态。

2.4 服务器。

两个服务器位于两个不同的机房, 以实现实体隔离, 可下载控制逻辑, 修改组态, 承担着工程师站的作用, 也可监视数据, 当操作员站使用。

3 DAS系统的功能

DAS系统主要包含以下三个功能:

自动驱动功能, 即当电厂参数超过设定值时, 提供多样性的、冗余的自动驱动信号来使反应堆停堆或驱动选定的专设安全设施。

手动驱动功能, 即为停堆和选定的专设安全设施驱动提供独立的、基于硬接线的、手动驱动功能。

显示和报警功能, 即为选定的电厂参数提供专门的、独立的显示。

3.1 自动驱动功能。

DAS使用与PMS系统独立的传感器, DAS传感器包括4个热电阻 (热端2个, 安全壳温度2个) , 4个热电偶 (堆芯出口温度) , 6个液位变送器 (蒸汽发生器液位4个和稳压器液位2个) 。

DAS系统提供4个自动驱动功能, 如下:

3.1.1 反应堆和汽机跳闸

当出现蒸汽发生器宽量程液位低或者稳压器液位低时, DAS自动启动反应堆和汽机跳闸。

3.1.2 堆芯补水箱驱动和主泵跳闸

当发生稳压器液位低时, 打开CMT隔离阀来驱动堆芯补水箱, 并跳闸所有主泵。

堆芯补给水箱的驱动通过打开气动隔离阀完成。

3.1.3 非能动堆芯余热导出系统驱动和安全壳内换料水箱 (IRWST) 疏水管线隔离

当蒸发器宽量程液位低或反应堆冷却系统热段温度高时, DAS自动启动非能动余热导出系统。DAS也关闭IRWST疏水管线的隔离阀。

非能动余热导出的驱动, 通过打开气动出口隔离阀来完成。

IRWST疏水管线的隔离通过关闭气动隔离阀完成。

3.1.4 安全壳隔离和非能动安全壳冷却系统驱动

当安全壳温度高时, DAS自动隔离选定的安全壳贯穿件, 并且启动非能动安全壳冷却系统。被DAS隔离的安全壳贯穿件是指安全壳空气过滤系统的安全壳进气管线和安全壳排气管线, 以及液态放射性废物系统的安全壳地坑排水管线。

安全壳隔离通过关闭选定的气动安全壳隔离阀完成。非能动安全壳冷却系统的启动是通过打开启动PCCWST出口隔离阀来完成。

3.2 手动驱动功能

DAS提供了从主控室的专用DAS面板来驱动现场设备的能力, 手动控制必须首先操作主开关来向DAS面板提供驱动电源, 然后操作DAS面板上的两个开关。通常, 每个开关操作流程通道中的两个阀门序列的其中一个。最终, 两个开关都应该被操作来完成一个功能, 手动DAS通过连线到最终负载上的手动驱动开关来实现。

3.2.1 停堆和跳机

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动驱动反应堆停堆和汽机跳机的能力。

3.2.2 堆芯补水箱驱动和主泵跳闸

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动驱动堆芯补水箱和使所有主泵跳闸的能力。

堆芯补水箱的驱动通过打开堆芯补水箱的气动隔离阀来完成。

3.2.3 非能动堆芯余热导出系统驱动和安全壳内换料水箱 (IRWST) 疏水管线隔离

DAS提供了手动启动非能动余热导出系统的能力, 作为手动非能动余热导出系统驱动的一部分, 关闭IRWST疏水管线的隔离阀, 使得在安全壳内表面收集的凝结水返回到IRWST, 延长IRWST作为非能动余热导出热交换器热阱的时间。

非能动余热导出系统的驱动是通过打开非能动余热导出热交换器气动出口隔离阀来完成的。

IRWST管线的隔离是通过关闭IRWST疏水管线气动隔离阀来完成的。

3.2.4 安全壳隔离

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动隔离选定的安全壳贯穿件的能力。

安全壳隔离通过关闭选中的气动安全壳隔离阀完成。

3.2.5 非能动安全壳冷却系统驱动

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动启动非能动安全壳冷却系统的能力。

非能动安全壳冷却系统的驱动是通过打开非能动安全壳冷却水存储箱的隔离阀来实现的。

3.2.6 氢气点火器控制

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动控制氢气点火器的能力。在打开氢气点火器之前, 要把两个DAS面板开关都置于“ON”位置。一旦氢气点火器以这种方式打开后, 只要把其中一个一或两个DAS面板开关置于“OFF”位置后就可以将其关闭。

当DAS面板上的开关置于“ON”时, 电气控制中心的电源开关设备得电, 使电加到安全壳氢气点火器上。虽然DAS控制的电源开关设备与电厂控制系统控制的电源开关设备相似, 但操作上是独立。如果氢点火器是被电厂控制系统打开的, 则DAS没有关闭氢点火器的功能要求。

3.2.7 1、2、3、4级自动卸压系统卸压1、2、3级自动卸压 (ADS)

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动驱动自动卸压系统 (ADS) 第1、2、3级阀门的能力。两个开关中的一个打开ADS闸阀, 另外一个开关打开ADS球阀。

4级自动卸压 (4级ADS)

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动驱动自动卸压系统 (ADS) 第4级阀门的能力。两个开关中的一个打开ADS第4级闸阀, 并向ADS第4级爆破阀控制器输入ARM信号, 另外一个开关启动ADS第4级爆破阀控制器。两个开关都操作才能打开ADS第4级管路。

3.2.8 IRWST注入

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动驱动IRWST注入的能力。两个开关中的一个向爆破阀控制器输入ARM信号, 另外一个驱动爆破阀控制器。

3.2.9 启动安全壳再循环

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动启动安全壳再循环的能力。安全壳再循环是通过打开安全壳再循环流路上的爆破阀来实现的, 安全壳再循环流路上安装了止回阀。止回阀允许水从安全壳流到反应堆, 阻止水从IRWST或反应堆直接流到安全壳。两个开关中的一个向安全壳再循环爆破阀控制器输入ARM信号, 另外一个驱动爆破阀控制器。

3.2.1 0 启动IRWST疏水至安全壳。

DAS提供了通过主控室的专用DAS面板, 手动启动IRWST疏水至安全壳的能力。启动IRWST疏水至安全壳, 是通过打开安全壳再循环流路的所有阀门来实现的, 并且该段流路上没有安装止回阀。两个开关中的一个打开电动再循环阀, 向IRWST疏水爆破阀控制器输入ARM信号, 另外一个驱动IRWST爆破阀控制器, 释放一个足够持续时间的高能输出, 使爆破阀打开。

3.3 显示功能

通过DAS面板, 提供了以下过程参数的显示功能:反应堆冷却剂系统热段温度、蒸汽发生器宽量程液位、稳压器液位、安全壳温度、堆芯出口温度。

DAS面板上也提供了报警功能, 以指示什么时候DAS处理器输出了一个自动驱动命令, 什么时候DAS的过程输入点超出了设定值, 什么时候DAS的某个功能离线了。这些报警信号包括:

DAS已驱动

DAS离线 (即旁路或测试状态)

蒸汽发生器液位输入通道偏离, 单通道停堆等类似情况的报警

仪控设备故障报警

机柜门打开

4 与传统ATWS缓解系统的比较

无论是广核的M310机组还是秦山核电公司的30万机组, 以及田湾核电机组, 都配置有ATWS (anticipated transient without scram) 缓解系统。从系统设计的目的来说, ATWS与AP1000的DAS系统一样, 都是反应堆保护系统的多样性配置, 由于在不同的核电站, ATWS的实现方法有一定的差异, 下面将以秦山核电的ATWS系统和田湾核电站的ATWS缓解系统为例, 与AP1000的DAS系统进行比较分析。

秦山核电站的ATWS缓解系统是对于所有导致失去核电站二次侧热阱 (热导出) 的事件, 同时又不停堆, 则启动ATWS缓解系统, 即启动辅助给水泵和汽轮机脱扣, 以缓解预期瞬态的后果。ATWS缓解系统所用过程参数为蒸汽发生器液位与汽轮机冲动级压力。1#、2#蒸气发生器分别取二个液位信号, 采用3/4逻辑, 目的在于确认1#、2#蒸气发生器同时发生低一低液位值。蒸汽发生器水位与二取二汽机冲动级压力 (秦山一期取大于整定值20%FP) 相符合, 经过几十秒的时间延迟后 (秦山一期取25秒) , 即启动ATWS缓解系统。

田湾核电站ATWS缓解系统的触发逻辑如下:如果停堆信号4s后的反应堆功率超过停堆时刻反应堆功率的0.08倍加上2%Nnom (额定功率) , 判断ATWS发生, 启动应急硼注入系统, 将40g/kg浓度的浓硼酸溶液注入堆芯, 以抑制反应堆的功率。

尽管秦山和田湾的ATWS缓解系统触发的过程参数和驱动对象不一样, 但是本质是相同的, 都是针对堆芯热量的导出。AP1000的DAS系统和秦山、田湾的ATWS系统的共同点和差异性是:

4.1 共同点

他们都承担着缓解ATWS瞬态的功能。

虽然执行的是安全功能, 但都不是安全级系统 (1E级系统) 。

他们都是一个孤立系统, 在DAS系统中, 与数字化仪控的两个平台, ovation平台和Common Q平台, 没有任何硬接线和网络接线。ATWS缓解系统与其它系统也没有接线。

它们都是反应堆保护系统的作为系统级的多样性配置, 都具有缓解ATWS瞬态的功能。

4.2 不同点

从驱动的设备比较, DAS系统驱动的动作不仅仅是:启动辅助给水泵和汽轮机脱扣 (秦山) 或者注硼动作, 它还包括:堆芯补水箱驱动和主泵跳闸、非能动堆芯余热导出系统驱动和安全壳内换料水箱 (IRWST) 管线隔离、安全壳隔离和非能动安全壳冷却系统驱动、氢气点火器控制、IRWST注入、启动安全壳再循环、启动IRWST疏水至安全壳等。

从所用的过程参数比较, ATWS缓解系统采用的是蒸汽发生器液位和汽轮机冲动级压力;而DAS系统参与计算的过程参数有:蒸汽发生器宽量程液位、稳压器液位、反应堆冷却系统热段温度、安全壳温度。

从驱动的方式比较, ATWS一般采用自动驱动方式, 而DAS除了自动驱动方式外, 还保留了手动驱动方式。另外DAS还提供了部分过程参数显示和报警的功能。

总的来说, DAS系统与传统的ATWS缓解系统比较, 在功能上有了很大的增强。

结束语

DAS系统基于PRA分析选择一些与保护系统不同的功能来执行保护, 它通过对保护系统中仪控设备的共模故障概率及事件发生概率进行评估, 据此选择不同于保护系统中的设备、计算方法来完成保护功能。

基于对AP1000的DAS系统的分析发现, 它与传统的ATWS缓解系统, 其功能上有了明显增强。这是AP1000在提高安全性措施方面除了非能动设计以外的一项重要措施。

摘要：AP1000是我国正在引进的美国西屋第三代核电技术, 主要分析AP1000的DAS系统 (多样性驱动系统) 的设计思想, 描述了DAS系统的结构和功能, 同时与传统ATWS缓解系统进行了比较分析。

关键词：多样性,共模故障,ATWS

参考文献

[1]西屋仪控资料附件5:Appendix5J.2_Diverse Actuation System.

[2]URD文件第二卷第十章.

AP1000系统清洗 篇5

变频技术是通过改变交流电频率的方式实现交流电控制的技术。变频技术最明显的优点在于节约电能, 同时实现了电动机的软起软停, 能消除电机启动电流对电网的冲击, 减少了启动电流的线路损耗, 并可避免电机因过载而引起的故障, 强有效的保护功能可保护电机正常工作。消除了电动机因启停所产生的惯动量对设备的机械冲击, 大大降低了机械磨损, 减少了设备的维修, 延长了设备的使用寿命。变频技术也有一定的缺点, 首先性价比不稳定, 变频技术的应用往往使得应用系统的费用上涨, 一般价位较高;其次低压变频器输出波形为脉冲形式, 会产生一些干扰, 而高压变频设备干扰性很小, 输出电压波形近似正弦波形, 但是设备体积较大, 安装调试比较复杂;变频技术的闭环控制方法, 为了避免系统不稳定, 牺牲了一定的响应速度, 当负荷变化较大时, 会造成调节的滞后。

2 风机变频控制原理

对于风机, 由流体力学理论可知, 风机风量Q与转速n的一次方成正比, 风压H与转速的平方成正比, 轴功率N与转速n的三次方成正比。

对于变频调速来说, 转速n基本上与电源频率f成正比。

n-电动机转速, 60-常数, p-极对数, f-电源频率, k-滑差系数。

由上述公式可知, 当电源频率f降低时, 电动机转速也降低, 所需的功率就随转速的三次方迅速降低。所以, 当负荷变化时, 调节带动风机的电动机, 转速随之变化, 可降低功耗, 节约电能。

3 变频技术在AP1000通风系统中的运用

变频技术在AP1000通风系统中应用广泛, 核岛非放射性通风系统的空气处理机组 (AHU) 都有变频器。主控室/技术支持中心HVAC (供热通风与空气调节) 子系统包括两台100%容量的空气处理机组, 向主控室区域、技术支持中心区域、运行值班室、隔离办公室、计算机间A/B、餐厅提供通风, 为运行人员提供合适的工作环境。

1E级电气间HVAC子系统共包括四台100%容量的空气处理机组, 为1E级电气设备区域服务, 为蓄电池提供合适的工作环境。

在此, 以主控室/技术支持中心空气处理机组为例, 其空气处理机组包括变频柜、机组送风口、冷却盘管、送风机、加湿器 (歧管) 、加热盘管、高效过滤器、低效过滤器、新风入口、平衡风阀、机组排风口、回风机和机组回风口。其中冷却盘管位于送风机下游, 由小容量冷冻水系统提供冷却, 冷却盘管分为上下两部分, 冷冻水从下部接管进入, 经过盘管冷却送风后由上部接管返回至冷冻水系统。加热盘管由热水加热系统提供热水。

对图1分别介绍如下: (1) 附加过滤器回路:从辅助厂房进风口吸入空气, 经辅助过滤器过滤后, 送往AHU入口; (2) 直接进风回路:从辅助厂房进风口吸入空气后, 直接送往AHU入口; (3) MCR/CSA进风回路:AHU送风机将空气分配至MCR/CSA的相应房间; (4) MCR/CSA排风回路:排风机将MCR/CSA对应房间内的空气排至汽轮机厂房排风口; (5) MCR/CSA回风回路:回风机将MCR/CSA对应房间内的空气吸入至AHU入口; (6) 回风过滤回路:回风经回风机驱动后送往附加过滤器入口; (7) 回风排风回路:回风经回风机驱动后排至汽轮机厂房排风口。

变频器的输入输出连接简图 (见图2) , 从MCC引出的380V电源经过空气开关MCCB1后被送入到驱动柜, 连接到接触器MC1, 从MC1下端输出, 一端连接到变频器的电源输入端, 一端连接到接触器MC2, 变频器的输出端连接到接触器MC3, 接触器MC2和MC3的输出连到共同的输出端子送到风机电源输入端。在合上空气开关MCCB1时, 通过接触器MC1、MC2和MC3的选择接通就可以实现工频与变频的转换。

工频输出有两种情况:一种是手动工频输出。通过触摸屏选择手动模式, 再在驱动柜将变频旁通后即可工频输出。另一种情况是当变频器出现故障时, 采用工频输出。变频器的输出频率控制是通过向变频器的模拟量端子输入4-20m A的电流信号, 实现输出频率0-50Hz之间调节。我厂空气处理机组的控制终端是通过数字化仪控系统 (DCS) 输入设定值, 经过计算, 向DCS反馈数据。可以选择需要反馈的数据, 通过变频器来设定。

对于通风系统的送风机和回风机, 控制系统根据风管压力调节送风机变频器频率, 根据房间与外界压差信号调节回风机变频器频率。使用变频器可以有效的改变风机的转速, 变频风机稳定运行, 节能效果明显、控制灵活。作为AP1000运行人员, 在进行就地变频启动注意事项: (1) 严禁将目标频率设定在45Hz, 因为此频率下为变频器谐波区, 变频器运行不稳定; (2) 严禁在风机运行时直接从变频模式切换至工频模式; (3) 风机启动前, 确认人员已从空气处理机组内部撤离; (4) 严禁在检修门开启时启动风机, 严禁空气处理机组运行时开启检修门。

4 结束语

采用变频控制, 能有效控制通风系统的工作效率, 降低能耗, 达到增收节支、降低运营成本的目的。同时, 实现设备软启动, 并实现了过流、过压、缺相等多种保护功能, 消除了电流、电弧冲击, 避免水锤现象, 大幅减少了设备的损耗, 降低了温升及噪声, 因此可以大大延长设备、阀门、管道的使用寿命。

参考文献

[1]林诚格, 郁祖盛.非能动安全先进核电厂AP1000[M].原子能出版社, 2005, 3.

[2]武光辉, 吴克启.变频压缩机空调系统的理论分析及实验研究[J].工程热物理学报, 2003, 24 (6) :961-963.

[3]张燕宾.变频调速应用实践[M].北京:机械工业出版社, 2004.

AP1000系统清洗 篇6

在AP1000设计中, 堆外核测系统 (NIS) 是安全级DCS系统的一部分, 通过监测反应堆的泄漏中子, 为运行人员、功率调节系统和反应堆保护系统 (PMS) 等提供数据, 保证反应堆正常安全运行。堆外核测系统有4个独立且相互冗余的通道。为了获得更宽的量程且能保证测量精度, 每个通道分为源量程、中间量程和功率量程。三个量程相互重叠, 能够测量反应堆从10-9至200%的核功率。由于探测器安装位置靠近堆芯, 且输出信号极弱 (一般为μA级信号) , 信号传输过程中容易受到噪声信号干扰, 影响信号质量, 因此NIS的信号处理极为重要。

1 信号处理硬件

NIS选用的源量程探测器为BF3正比计数器, 中间量程探测器为裂变室, 功率量程探测器为非补偿电离室。三个量程的信号处理流程大致相似, 以中间量程为例进行介绍, 如图1所示, 在低计数率时, 裂变室的中子发生裂变, 产生的脉冲在前置放大器中进行整形和放大, 在甄别器中过滤掉噪声、γ脉冲和234U衰变脉冲, 然后通过光纤送到数据处理模块。在高计数率时, 中子脉冲堆积, 无法区别单个脉冲, 前置放大器输出与计数率成正比的均方电压 (MSV) 信号, 通过电缆送到NIS信号处理机柜, 信号处理模块将脉冲与MSV都送到PMS机柜。在PMS机柜中, 通过一个专门用于处理NIS信号的处理器换算成功率。

1.1 探测器原理及高压

以源量程探测器为例, 正比计数管大多是圆柱状, 圆柱中心是钨丝制成的中心阳极, 圆筒外壳由金属作为阴极, 阴阳两极间加高压形成电场, 管内充满BF3气体。入射中子与BF3发生核反应10B (n, α) 7Li, 带电离子在电场作用下向两极漂移形成电脉冲, 在负荷电阻上产生一个电压脉冲。电场过小时, 正负离子在漂移过程中会发生复合形成中性粒子, 导致探测效率损失。电场较大时, 正负离子漂移过程中被加速, 进一步引起电离, 离子对数将倍增至原电离的10~104倍, 称为气体放大效应。因此, 探测器的效率与工作电压有关, 在强度不变的放射源照射下, 测量计数率会随着工作电压而变, 如图2所示, 称为坪曲线。曲线的特点是, 当工作电压超过起始电压Va时, 计数率由零迅速增大;当工作电压继续升高时, 计数率仅随之略微增大, 并有一个明显的坪;当工作电压继续增大时, 形成连续放电。坪曲线的主要参数为起始电压、坪斜与坪长。坪斜越小、坪长越长表明探测器的性能越好。

正比计数器工作在适当的电压下 (坪区域内) 能够显著提高信噪比。NIS源量程探测器设计的工作电压为1500V。

对于中间量程探测器, 虽然裂变室无气体放大效应, 但是供电电压过低会导致带电粒子再结合而影响输出, 因此其设计工作电压在800V左右。通过测量坪曲线可以有效地判断探测器的运行情况, 诊断泄漏电阻是否过小或带电粒子是否发生再结合情况。

为了防止带电粒子再结合, 功率量程探测器设计运行高压在1000V左右, 并在运行期间周期性测量坪曲线, 以便适时对高压进行调整。

1.2 前置放大器

探测器产生的原始脉冲幅度很小, 需要进行放大后才能进行远程传输与数据处理。典型的电荷灵敏放大器原理如图3所示。

源量程前置放大器可以将探头产生的0.1~20m V的脉冲最大放大至1.5V。

中间量程前置放大器可以处理0.1p C的脉冲。在低计数率时, 脉冲通过甄别器过滤噪声后, 用光纤送往NIS信号处理机柜。在高计数率时, 中子脉冲过于密集, 产生堆积, 无法区别单个脉冲, 此时信号通过带通滤波器, 转化为与计数率成正比的0~10V均方电压 (MSV) 信号。然后分两路乘以1和乘以10后由信号电缆送到NIS信号处理机柜。

由于功率量程探测器输出为电流信号且信号足够强 (接近6m A) , 远远大于噪声, 因此不需要甄别器与前置放大器。

1.3 甄别器

由于探测器的输出信号中不仅有中子产生的脉冲, 还有本底噪声、γ射线和γ射线堆积产生的脉冲, 甚至γ堆积产生的脉冲幅度比中子脉冲产生的更高, 因此使用甄别器可以有效地筛选出需要的中子脉冲。通常, 当脉冲的幅度高于一定的阈电平时, 甄别器输出一个数字脉冲, 而当输入脉冲的幅度低于设定的阈电平时, 甄别器无输出脉冲。

源量程设计有高、低两个甄别阈, 布置在NIS信号处理机柜中。甄别器原理如图4所示, 低甄别阈可以过滤掉本地噪声和γ噪声, 能够高于阈值的主要有中子脉冲和γ堆积的脉冲。设置高甄别阈高于中子脉冲幅度, 能通过此阈值的只有γ堆积脉冲, 二者相减, 即为中子脉冲。在AP1000中, 减法部分在PMS软件处理中实现。

中间量程235U富集度为93%左右, 有少量234U杂质。234U发生α衰变将会产生干扰脉冲, 需要甄别器来排除干扰脉冲及噪声。与源量程不同, 中间量程甄别器仅有一个且在前置放大器中。由于γ噪声的存在, 甄别阈的设置需要比α略高, 虽然中子灵敏度受到轻微地削弱, 但是可以有效地消除α和γ影响。

由于功率量程探测器输出电流信号, 因此不需要使用甄别器。探测器产生的信号经过接线箱后直接送往NIS信号处理机柜。

1.4 信号处理机柜

源量程脉冲信号在源量程处理模块中, 经过高、低甄别域去除噪声后, 分为两路。其中一路经过除以10 (因为源量程最高可以测量10×106cps (计数率) , 而PMS的脉冲输入模块上限为10×105cps) 电路;另一路除以2, 经过整形后分别送往PMS脉冲输入模块。另外, NIS机柜处理后的脉冲信号经过隔离模块, 还送往主控室和换料平台以作计数率声响报警。

中间量程前置放大器将信号输入到NIS信号处理机柜, 在中间量程处理模块中, MSV与MSV×10信号经过进一步放大后分别送到PMS模拟量输入模块。计数率信号与源量程类似, 也分为两路:其中一路经过除以10电路, 再经过整形后送到PMS脉冲输入模块;另一路仅整形后送往PMS脉冲输入模块。

功率量程上下部探头输出的电流信号, 在功率量程处理模块中转化为0~10V电压后, 传输到PMS用于反应堆保护逻辑。同时, 经过隔离后, 功率量程处理模块还向特殊监测系统 (SMS) 传输一对上下部探头电压信号用于堆芯吊篮振动检测 (CBVM) 。

2 软件

NIS信号的软件处理是在Common Q平台上实现的。PMS每个通道均有一个专门用于处理NIS信号的处理器, 主要用于对将信号进行A/D转换、放大整形, 以及将中子通量转化为反应堆功率。

2.1 源量程

源量程主要信号处理流程如图5所示。高低甄别阈的反符合处理在软件算法中实现, 二者输出的脉冲作减法后得到中子脉冲, 再除以计数时间得到计数率 (CPS) 。对于在NIS机柜中除以10后的两路脉冲, 处理过程类似, 但是在处理过程中要乘10以便与死时间进行校正。通过选择模块选出两路计数率中较为合适的计数率送往高中子通量停堆逻辑。另外, 在转化为计数率之前, 两路中子脉冲进行对比选择, 以选出二者中较为合适的脉冲转化为脉冲幅度变化信号, 送到专设安全设施触发逻辑 (防硼误稀释闭锁) 。

2.2 中间量程

对于中间量程的脉冲信号, 处理过程与源量程类似, 如图6所示;不同的是, 在低功率水平时用CPS衡量功率水平, 在高功率水平时, 用MSV来衡量功率水平。在计算中引入过渡因子作为分配CPS与MSV对功率计算的权重。

由MSV与CPS运算得到的功率百分比再经过下式运算得到实际的功率:

功率变化率的软件运算也是类似, 表达如下:

由式 (1) (2) 可知, 在功率增加过程中, 用CPS或MSV衡量功率是平滑过渡的, 在CPS处于上限与下限之间时, CPS与MSV对功率计算均有贡献。这时, 一方面CPS模式可以更好的与源量程实现量程重叠, 另一方面MSV模式可以测量更高的中子通量。

2.3 功率量程

软件处理过程如图7所示。

NIS输入的电压信号先转化为电流信号再换算成功率, 之后需要用堆芯核测系统 (IIS) 测得的堆芯功率来校准, 校准后经过冷却剂密度补偿送往处理逻辑。

3 结论

与国内二代及二代加电站相比, AP1000堆外核测系统信号处理软硬件均有较大的变化:

(1) AP1000充分利用紧邻安全壳的前置放大器, 将信号放大以便进行长距离传输。以源量程为例, 信号强度提高了10000倍, 噪声影响降低了, 信噪比显著提高。二代及二代加电站, 放大器在信号处理机柜侧, 没有考虑信号传输损失, 从探测器到机柜这段传输线路上的信号较弱, 容易受到电磁干扰。

(2) 国内二代及二代加电站功率量程采用4个通道, 而源量程与中间量程仅有2个通道。AP1000机组3个量程均使用完全冗余且独立的4个通道, 采用四取二表决逻辑。在发生单一故障时, 可保证系统功能不受影响, 大大提高了系统可靠性与电站安全。另外, 在定期试验时, 可以在PMS维护测试面板对信号和通道进行旁路, 旁路一个通道后, 进行三取二逻辑, 操作简单, 引入电站的风险更小。

(3) RG1.97设计导则中明确要求对反应堆堆外中子注量率进行长期监测, 以判断事故中及事故后反应堆的功率情况。国内二代及二代加堆型中间量程使用γ补偿电离室, 在事故工况初期, 由于γ噪声剧增但中子通量增幅远小于γ, 因此γ补偿电离室3%的补偿误差会导致中子信号湮没在γ噪声的电流中。AP1000选用裂变室, 探测器本身信噪比足够高, 加上MSV模式可以有效抑制γ噪声的影响, 测量范围更广 (可达满功率的200%) , 中间量程在设计基准事故后可以运行4个月, 具有更为优秀的事故后监测能力。为了强化事故后监测能力, 西屋设计在中间量程的三芯信号电缆外再加一层铜屏蔽层, 以减小高辐射环境中信号在电缆中的传输损耗。

参考文献

[1]吴治华, 赵国庆, 齐卉荃, 等.原子核物理实验方法[M].北京:原子能出版社, 1997

[2]王芝英, 楼滨乔, 朱俊杰, 等.核电子学原理[M].北京:原子能出版社, 1982

[3]彭锦, 金思奇.福岛后压水堆核电厂堆外核测量系统设计浅析[J].核科学与工程, 2012

[4]刘艳阳, 李文平.秦山核电二期工程核仪表系统设计[J], 核动力工程, 2012

AP1000系统清洗 篇7

关键词：AP1000,非能动核电,燃料装卸和贮存,优化设计

0 引言

经过对三代核电AP1000非能动技术转让及深入的消化吸收之后,目前上海核工程研究设计院已经在AP1000核电技术基础上开始了CAP1000及后续项目施工设计阶段工作。燃料装卸和贮存系统(下文简称装换料系统)的优化设计就是在CAP1000设计施工阶段的平台下展开。燃料装卸和贮存系统(FHS)是核电站中一个重要的辅助系统,在消化吸收过程中我们设计人员发现,作为三代核电的一部分,FHS系统确实拥有很多先进的设计,但是同时也存在着一些不足,本文将重点总结在CAP1000核电项目中FHS系统的优化设计。

1 燃料装卸和贮存系统简述

1.1 系统功能

1.1.1 安全相关的功能

1)在正常和事故工况下,确保燃料组件及其堆芯部件的操作与贮存均处于次临界状态;2)在安全停堆地震(SSE)工况下,装换料系统不妨碍抗震I类设备的正常运行;3)在反应堆运行期间,贯穿安全壳的燃料运输设备保持安全壳压力边界的完整性。

1.1.2 非安全相关的功能

1)系统根据要求将新燃料组件从辅助厂房运进反应堆厂房,并将运出反应堆厂房的乏燃料组件贮存在乏燃料贮存格架中。另外,系统还操作和运输控制棒组件等其它堆芯部件;2)在正常和事故工况下,可靠地贮存乏燃料组件和新燃料组件;3)正确地接收新燃料组件,并将满足外运条件的乏燃料组件装进乏燃料运输容器。

1.2 系统布置

装换料系统布置在核岛厂房内,贯穿反应堆厂房与辅助厂房。其中反应堆厂房中的设备主要布置在换料水池区域内;而辅助厂房中的设备主要布置在操作大厅、乏燃料贮存水池、燃料运输通道、新燃料贮存间等区域。

1.3 堆芯换料方案

AP1000装换料系统采用整堆卸出的大换料方式,即停堆后,将堆芯内的所有燃料组件全部转运到辅助厂房的乏燃料水池中,存放在乏燃料贮存格架中,将补充的新燃料组件也存放到乏燃料贮存格架中,再统一对所有内插件进行互换和重新布置,满足要求后,再按照燃料管理的要求,将部分燃耗的燃料组件和新燃料组件转运到反应堆厂房内,并装入到堆芯中,乏燃料组件按照设计要求在乏燃料贮存格架中进行贮存。

AP1000装换料系统的操作流程及其所配置的设备基本与我国自行设计的30万k W核电站装换料系统相同。

2 装换料系统优化设计

2.1 燃料抓取机设计优化

燃料抓取机位于辅助厂房燃料操作区域110.744m的操作层面,是辅助厂房内的主要吊装设备之一。燃料抓取机设计采用特殊的门式起重机样式,其中一端(南侧)为悬臂结构,其端梁下与乏燃料运输容器吊车共用一条轨道,行走机构的轨道布置在辅助厂房操作平台上,抓取机共设有2个起重量分别为2 t的单轨吊,且南侧吊钩采用防单一故障设计。其详细布置见图3。

此种设计存在如下缺点:1)上部走台自重很大,设计明显头重脚轻;2)由于存在3条轨道问题,抗震计算至今无法通过;3)悬挂式单轨吊手动操作或检修极其不方便;4)由于采用门式结构,下走台距离操作底面较近,无法在操作层面铺设安全栏杆,存在换料操作人员安全隐患;5)FHS系统工艺上对于新燃料升降机和燃料运输设备驱动装置的布置有妨碍;6)从起重机操作经验来讲,门式起重机操作精度小,控制难度大;7)从未来制造及采购成本角度出发,若采用单轨吊形式设计采购国外产品的价格将非常昂贵,维修所用零部件的采购也相当麻烦。

鉴于上面的缺陷,CAP1000项目中根据以往燃料抓取机设计经验对AP1000燃料抓取机进行优化改良设计,用设计经验较成熟的桥式起重机代替门式起重机形式,结构如图4所示。

设计优化后针对AP1000燃料抓取机存在的问题都将得到解决,详细如下:1)改变了头重脚轻的设计,将行走机构由操作平台转移到上面的轨道,与乏燃料运输容器吊车同轨;2)不存在3条轨道的问题,桥式起重机设计非常成熟,抗震计算也得到了通过;3)用双小车形式代替了悬挂式单轨吊形式,手动操作十分方便,检修也将在上走台进行;4)下走台底面距离操作平台1m左右距离,足够布置安全栏杆;5)同时为新燃料升降机和燃料运输设备的驱动装置提供了富裕的布置空间;6)桥式起重机操作精度高,控制难度小;7)由于小车内部采用国内产品进行拼装,采购成本将大大降低。

虽然燃料抓取机优化设计解决了原来AP1000设计中存在的一些缺陷,但是设计改变的同时也带来了其他连带的问题和影响。如:增加北侧行走机构在上部层面的牛腿及轨道;与乏燃料运输容器吊车共轨后解决碰撞问题;如何保证设计优化后仍然可以覆盖原AP1000的工作区域等问题。针对这些问题燃料装卸和贮存工艺布置采取了以下措施:

1)建议土建结构专业延长原乏燃料运输容器吊车北侧轨道至辅助厂房西侧墙面,增加的牛腿采用特殊的形式(如图5所示),保证吊钩运行到北侧极限时不会干扰吊装最外侧一排燃料贮存格架的组件。同时配合通用轨道,改变原行走机构的车轮设计。同时将燃料抓取机的最终防冲止挡块设在辅助厂房西侧墙体和乏燃料运输容器吊车主梁上。

2)由于桥式起重机上部结构侧面宽度明显较原设计变宽许多,这样在保证操作范围不变的情况下,当运行至东侧极限位置时,将明显与乏燃料运输容器吊车干涉。为了解决这个问题,设计人员详细研究了燃料抓取机运行至极限位置的工作目的,确定吊装新燃料组件为极限操作(较乏燃料运输容器的装载距离更远),于是通过几个专业的协商,将乏燃料运输容器吊装口整体向厂房西侧平移800 mm(如图6所示),这样燃料抓取机就不用运行至原极限位置,这样就解决了与乏燃料运输容器的干涉碰撞问题了。

通过以上工艺布置的弥补,燃料抓取机的优化设计才最终被采纳,现在CAP1000及后续项目都将采用新的燃料抓取机设计形式。

2.2 新燃料贮存格架设计优化

AP1000新燃料贮存格架位于辅助厂房新燃料贮存间内,用于存放新燃料组件。但却是敞开式的存放在贮存间内的,在贮存格架上部没有任何的盖板。这种设计形式存在一定的安全隐患。由于新燃料贮存格架完全暴露在操作大厅内,灰尘异物很容易掉落在格架的贮存腔内,对新燃料的贮存存在很大的隐患。

针对这种情况,在CAP1000设计中提出了增加新燃料贮存格架盖板的方案,根据我们以往的设计经验,一块大的整体的盖板很不适应新燃料组件的存取工作,于是根据实际情况,我们对贮存格架进行了优化设计,在大的盖板上增加小盖板,每个小盖板对应一个贮存格架的贮存腔。这样就解决了操作困难的问题。如图7所示。

2.3 乏燃料组件操作最小屏蔽水层厚度优化

AP1000设计之初,要求在乏燃料水池操作燃料组件的时候,组件活性区上方的屏蔽水层厚度至少为2.9 m,且考虑水池的正常水位134′-3″m,组件底部与乏燃料贮存格架最上端之间的净空为3″,如果燃料组件发生辐照生长等情况,此净空可能减小为2″。此时,正常水位水面以上的辐照剂量率≤2.5m Rem/h。

由于原设计方认为,组件底部与贮存格架顶端之间的净空3″太小,至少应该为9″。另外,水池水位应考虑最低水位,而不是正常水位。如此修改后,将使得组件活性区上方的屏蔽水层厚度减小为2.67 m,水面以上的剂量率将不满足≤2.5 m Rem/h的规定。

在没有其它补救措施的情况下,设计考虑提高燃料抓取机操作台的高度50″,同时增加操作台甲板的厚度至31.75 mm(1.25″),以此来保证站在燃料抓取机操作台上的操作人员接受的剂量率≤2.5 m Rem/h(如图8所示)。设计修改以后,虽然采取措施,确保操作人员接受的辐照剂量率满足了规定的要求。但是,水面以上附近的剂量率明显超过了2.5 m Rem/h,即超过了辐射分区II区的剂量率限值。按照辐射分区的要求,水池附近应该需要划分为III区。另外,人员从操作层面接近水池的时候,也存在受到辐照的安全隐患。

为了增加屏蔽水池厚度,在CAP1000项目中采取了一系列的优化改进措施,在尽可能的范围内减少设计裕量,在不改变乏燃料水池结构前提下,为达到辐射屏蔽要求而优化设计。

采取的改进措施如下:

1)在考虑乏燃料组件辐照生长后的状态,乏燃料贮存格架的高度在满足带控制棒组件的贮存条件后,还高出组件80~100 mm,因此乏燃料贮存格架的高度是可以适当降低的。因此将乏燃料贮存格架上平面位置由102.971 m降低到102.905 m。

2)在保证乏燃料贮存格架上平面与水闸门通过标高相对位置不变的情况下,降低水闸门通过标高,于是由102.997 m降低到102.930 m。

3)原AP1000设计中,燃料组件在乏燃料水池建造过程中,提到最高限位的位置距离水闸门通过标高203.2mm,考虑动静配合的最小尺寸100 mm,将此距离减少为150 mm。

4)将乏燃料水池的最低水位由原来的110.364m(134′-0″)改为110.440 m(134′-3″)以增加屏蔽水层的厚度。

通过上面的优化设计,这样屏蔽水层的最终厚度由原来的2.67 m增大为2.88 m,通过辐射屏蔽验算,现在的屏蔽水层几乎可以满足辐射分区II区的剂量。

4 结语

CAP1000施工设计阶段,装换料系统从安全实用等多方位的角度考虑,保留了原三代先进核电技术的优越设计,对其存在的一些缺点尽量地进行设计优化,以满足后续CAP核电站国内设计的要求,虽然这些优化设计并不能将原来的设计缺陷完全弥补,但是经过消化吸收再创新,我们最终会设计出满足我们国内需要的安全、绿色、先进的三代核电站。

参考文献

AP1000系统清洗 篇8

蒸汽发生器排污系统设置目的是通过对蒸汽发生器连续的排污, 净化蒸汽发生器二次侧的水质, 使其保持在电站正常运行的要求范围内;排污水通过该系统进行冷却、降压、净化后回到二次回路循环。 AP1000蒸汽发生器系统主要流程如图1所示, M310二代加机组蒸汽发生器系统主要流程如图2所示。

2蒸汽发生器排污系统主要设备设置方案改进

2.1换热器设置改进

相对二代加百万千万核电机组, A1P000机组的两台蒸汽发生器均设置了独立的排污管线, 每列排污管线对应1台再生热交换器, 而在M310机组中3台蒸汽发生器的排污管线是共用1台再生热交换器, 同时备用了1台非再生热交换器, 在AP1000机组中, 非再生热交换器已取消。

2.2除盐装置设计改进

二代加机组一直采用了传统的离子树脂床来净化排污水, 这种处理方法虽然能够有效净化排污水, 但缺点是需要经常更换树脂, 且产生的树脂废物较多, 无形中需要增加核电站中固体废物处理的能力, 且运行过程中需要除盐水清洗, 这也增加了废水的产生。在AP1000机组中, 这方面采用了更为先进的去离子技术——电去离子 (EDI) 法, 它是继离子交换树脂、反渗透、电渗析之后日益获得广泛应用的新型水处理技术, 虽然在国内的部分火电厂已经得到了应用, 但是在核电站中采用此技术, AP1000是首次。EDI技术保留了传统的树脂床优点, 不仅可以连续净化水, 而且可以自动连续再生, 不需要酸碱及再生用水, 使得系统的操作强度降低, 更环保;更重要的是这种设备相对于离子交换床而言占地面积更小, 对管道和设备布置而言, 具有很大的优越性。

2.3排放装置设计改进

排污水经过净化处理后, 在排污水没有放射性情况下, 需要返回到凝汽器补给水室内, 由于凝汽器处于真空状态, 排污水直接排向凝汽器会产生气化或者闪蒸, 在这种情况下连续运行会出导致严重的腐蚀损坏, 因此排污水不能直接排向凝汽器。在二代加机组中, 采用了倒U水封设计方法, 根据现场运行反馈, 这种设计在电厂初始运行阶段容易在倒U型水封的下降阶段产生水锤、振动和噪音;在AP1000核电站中, 采用了背压调节阀的设计方案, 确保BDS到凝汽器的排放管线背压不会产生气化或者闪蒸, 并通过在主控室实时监测排放管线上压力调节阀提供的控制信号, 确保万无一失。

3系统关键点位控制方法的改进

3.1排污水水质监测方法改进

由于燃料包壳的破损及一回路向二回路的泄露, 蒸汽发生器二次侧的水会产生放射性, 放射性的强度取决于燃料的破损率及一回路向二回路的泄漏率, 根据排污水放射性监测结果决定排污水是否需要排向放射性废液系统, 在排污水的放射性达到一定值时必须隔离排污。因此取样监测系统的设置非常重要。二代加机组中, 核取样系统对排污水取样并对处理管路进行监督, 在蒸汽发生器出口、阳床及混床除盐器出口、排放管线上均设有取样口, 可以监测排污水的化学及放射性指标, 在发现有放射性时, 将信号传给到主控室, 操作员再根据状况进行排污系统的相应操作;三代AP1000机组中, 二回路取样系统位于SGS安全壳隔离阀和热交换器的下游, A/B排污系列隔离阀上游, 以保证独立监测每台蒸汽发生器二回路水的化学性能, 同时在排污水公用排放母管、EDI净化水及浓水排放管上均设有的辐射测量仪表监测装置, 一旦检测到由蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏引起的放射性, 排污水会自动排放至液体放射性废物系统进行处理和排放, 同时隔离EDI装置, 更为严重的情况下可以隔离排污系统。避免放射性在过滤器及EDI内积累。相对二代加机组, 由放射性污染引起排污系统的动作装置更加先进, 可以及时避免由一回路向二回路的泄露引起的污染。

3.2超压保护装置

二代加机组中, 排污系统只在减压站下游设置了一个超压保护装置。而AP1000的排污系统中, 超压保护分为低压保护和高压保护, 低压保护装置位于EDI装置下游的公用排污集管上, 用于防止流量调节阀下游的低压部分超压;同时在与启动给水系统相连的管线上也设置了一个安全阀, 防止下游的止回阀泄露引起低压排污管线超压;高压部分的超压保护装置位于热交换器出口的排污管线上, 用于保护流量调节阀上有的排污管线, 除此之外, 在EDI装置上也设置有多台安全阀用于防止EDI电解除盐装置及过上游过滤器超压。

4系统接口变化

在二代加及三代核电中, 由于蒸汽发生器排污系统的功能都是一样的, 因此, 两者上下游的主要接口系统没有变化。其中, 一个大的变化是由于取消了非再生热交换器的做为备用, AP1000核电蒸汽发生器排污系统省去了与设备冷却水系统的接口;其次, 由于使用电除盐装置, 省去了与三废系统及服务于树脂除盐器的的系统接口, 如处理废树脂的固体废物处理系统, 冲洗树脂的核岛除盐水系统等;最后, 由于与凝汽器的接口处不再使用水封保护凝汽器的真空, 因此与常规岛除盐水分配系统及常规岛废液收集系统的接口也相应取消。这些辅助的服务系统在AP1000蒸汽发生器排污系统中的取消之后大大减少了厂房的布置工作量, 可以优化厂房的布置设计。

5结束语