海阳核电

海阳核电（精选八篇）

海阳核电 篇1

2009年5月13日,国家核电技术公司所属成员企业国核电力规划设计研究院与中国电力投资集团山东核电有限公司在北京签订了“山东海阳核电站一期工程常规岛、BOP设计及技术服务委托合同”。这是我国第三代核电AP1000依托项目向自主化建设目标迈进再次跨出的重要一步。山东海阳核电站规划建设6台装机容量为125×104 kW的AP1000第三代压水堆核电机组。其中,一期工程建设2台AP1000核电机组,分别为我国三代核电自主化依托项目的2号、4号机组,预计投资约400亿元人民币。海阳核电站一期工程首台机组计划于2014年投入商业运营。

目前,海阳核电站一期工程建设正在顺利推进之中。1号机组核岛负挖工程于2008年7月29日提前2个月开工,2009年2月21日核岛负挖工程顺利通过国家核安全局验收。按照工程建设计划,1号机组核岛主体工程将于2009年9月开始浇注第一罐混凝土,实现主体工程建设全面开工。2号机组核岛负挖工程于2008年9月1日正式开工,2009年5月8日通过国家核安全局验收。

(信息来源：中国电力新闻网)

海阳核电 篇2

关键词：核质保 核环保 转型 质保体系

中图分类号：TU 文献标识码：A 文章编号：1008-925X(2012)O9-0137-02

1、引言

在集团公司的直接领导与山东核电有限公司（以下简称“山东核电”）有力支持下，中电投远达环保工程有限公司（以下简称“远达公司”）得以顺利开展“海阳核电SRTF”项目设计、采购及其相关技术服务工作。该项目是远达公司涉足核行业的第一个项目，公司领导高度重视，想方设法调配各种资源，克服各种困难，消化吸收核心技术，为远达公司早日成长为专业的核环保工程技术公司奠定基础。

2、核安全文化建设

远达公司2010年7月与山东核电签订SRTF合同，从项目一开始就非常注重核安全文化的建设。通过集团公司的正确领导，海阳业主的大力支持，兄弟单位的积极协助和自身的努力，从筹建核废小组初期就开始宣传和贯彻核安全思想和理念。在核环保项目前期，参与诸如核废工艺、核废处理设备、辐射防护仪表与控制、核废处理设施土建设计等专业设计人员，以及相关设备采购的大部分人员都来自于非核领域，远达公司从最开始就聘请行业专家对项目人员进行了核安全法规和核能领域基础知识培训。在“海阳核电SRTF”项目实施过程中，公司也定期由辐射防护设计人员以及其他在核能行业有丰富经验的工作人员讲授辐射防护、核安全等相关知识。通过对核安全法规、专业知识的培训和宣贯，远达公司逐步树立了“核无小事”、“核安全超出一切之上”的观念，强化了核安全意识。

3、核质保体系建立

ISO 9001与HAF003的区别

从上述HAF003法规与ISO9000族标准的主要区别可以看出，即使通过ISO9000标准资格认证的企业如要参与核电工程项目，为核电厂提供物项和服务，必须按照HAF003法规的要求建立核质保体系，编制核质保大纲，承诺并规定把质量第一和安全第一作为总的方针，并规定分级的控制和验证方法，确保验证人员的独立性，对各级各类有关人员进行核安全文化和核质保意识的培训，使每个员工知道其承担的角色，他的工作会产生的安全后果。通过建立核质保体系，保证物项和服务满足核安全要求和业主对产品的质量要求。由此可见远达公司由常规环保向核环保转型的过程，是公司发展模式的巨大突破，同时也是一个艰难的挑战。

在质保体系建立的初次尝试中逐步暴露出一些不相适宜问题，主要有以下方面：

1）设计人员匮乏

2）质量保证部门没有组织独立性

3）人员不能得到有效的培训

在发现上述问题后，做为一个已经按照ISO 9000族标准建立了质量管理体系的企业如何向核工程提供服务呢？

1）调整组织结构，理顺管理职责

在集团公司核电事业部领导的帮助下，聘请了国内核质保专家，协商解决SRTF项目组织机构调整事宜。重新明确了内、外部接口关系、交流信息的渠道，对与此相关的内部沟通方式及渠道作出了适当调整，初步建立起了“分工明确的组织结构”。 在组织机构调整中，将核环保事业部的4名质量与安全管理人员中的其中3名划归到远达公司层面的安全质量部，专门负责QA工作，事业部负责QC工作，从而实现了质保部门的相对独立性，满足了法规的基本要求，同时也实现了对业主和供方的质保部门的对口联络与沟通。

2）合理调配设计人员，实现专业互补

公司将SRTF项目的设计活动集中到设计中心，充分调动了土建、仪表控制、电气、暖通专业方面的人才优势，实现了核与非核环保设计的资源共享，人力资源和专业技术的互补，充实了核环保项目的设计队伍，建立起设计文件的编写、校对、审核与批准（审定）的“三级审签”制度，同时借助设计技术支持单位的帮助，满足了核环保项目设计活动的需要。

3）修订质保大纲、完善大纲程序

由公司聘用的专家牵头，在明确SRTF项目的实施要求、识别过程、确定了过程的顺序及其相互作用的基础上，组织了公司核环保项目质保体系的策划，制定并执行了《涉核项目质保体系文件编制计划》，该计划对质保体系文件的结构、编制流程、文件格式与标识、编校审批准人员及完成期限等都作出了安排。一个层次分明、结构清晰、内容较完善的文件化的核质保体系已得到建立。

4）实施质保培训、提高质保意识

在对人员培训方面，采取外部资源与内部资源同时汲取，借助多方渠道来提升人员核安全和核质保意识。

派遣了2名质保人员参加中国核能行业协会的质保监查培训，并取得核质保监查员资格。派遣了4名设计人员去田湾核电站学习，体验核电文化气氛。

除参加外部培训外，远达公司利用内部资源，由公司聘请的具有多年核能行业工作经验的研究员、国家注册核安全工程师、注册质量审核员授课，讲授核行业质保法规知识。对公司无核行业背景、无核质保意识与实践经验的人员进行专业知识讲授，分享经验。

4、质保建设面临的困难

海阳SRTF项目的建设是集团公司首个集中处理废物的设施，采用技术是引进于美国ES公司，在项目推进过程中，质保体系建设将面临以下困难：

在项目施工过程中，与技术支持单位的设计接口及信息交流、反馈存在难度，因信息传递、消化吸收占用的时间会造成一些延误，对设计质量的控制难度也会增大。

随着SRTF项目的土建开工，项目进度控制的要求日趋严格，对采购物项的控制及设备监造管理、交付到施工现场的待安装设备的仓储管理，土建、安装及调试方面的技术支持等过程的质量控制，任重道远，真可谓“建立体系难、保持体系持续有效更难”。

5、结束语

远达公司将在SRTF项目实施过程中，遵照集团公司的要求，积极向核行业领先单位学习，不断专研，按法规和业主的要求做好核安全文化建设和核质保体系的建设工作，使远达公司尽快成长为专业化的国内核环保工程公司。

参考文献：

[1]HAF003.核电厂质量保证安全规定

[2]ISO9001：2008《质量管理体系要求》

海阳核电 篇3

海阳核电一期工程作为全球首批引进的AP1000堆型, 是国家第三代压水堆核电技术自主化依托项目, 对我国核电技术发展和应用具有重大意义。因AP1000核电在我国尚未批量化、系统化建设, 项目关键设备由于制造难度较大, 需要逐步国产化, 部分关键设备无法获得外方技术转让, 有些原材料国内无法生产, 有些工器具国内不具备制造能力, 均需要从国外进口。

海阳核电一期工程规划建设两台125万千瓦的核电机组, 核岛进口物资由美国西屋公司和国核工程公司负责供货, 由国核工程公司负责清关工作, 由原子能工业公司作为进口代理;常规岛和BOP进口物资由日本三菱公司负责供货, 由海阳核电采购部负责清关;SRTF项目进口物资由美国ES公司负责供货, 由远达环保工程有限公司负责清关。

2 进口报关

海阳核电毗邻青岛和烟台, 一般情况下, 进口物资通过海运或空运到青岛或烟台, 完成报关手续后再通过车船运至海阳核电现场。进口物资到港后, 海阳核电在14天内向海关办理进口货物通关申报手续, 否则海关将征收滞报金。此时的工作涉及面广, 是进口货物供需双方责任交接点, 涉及到外方、船代、进口代理、各分包方、海关、商检及港口等。进口物资清关流程就是收货人或进口代理收到正式提单后, 向承运人的代理人付清相关费用, 从承运人的代理人处换取提货单;然后, 收货人或进口代理凭提货单向海关办理报关手续, 海关放行;收货人到指定地点 (如港口仓库等) 提取货物。如果收货人实收货物少于实际应收或者发生货物残损时, 需要索取货物溢短单或货物残损单, 并凭单通过承运人的代理人或承运人索赔。

就海阳核电一期工程进口物资清关而言, 具体流程为:1) 接收发运或到货通知;2) 获得清关单证, 整理、审核、修改并加盖印章;3) 收集保管申报要素, 实施税则归类;4) 办理减免税证明/准备凭保放行担保材料;5) 报检;6) 换单、预录和正式申报;7) 海关审查、查验和征税;8) 缴税/免税/保税后放行。除上述常规流程外, 我国实施进口商品安全质量许可制度, 如对部分机电产品需要生产厂家到进口国申请安全质量许可证后或办理免3C证明后, 检验检疫局才允许进口。进口物资到达现场后进行商检。

3 影响清关工作因素分析

3.1 海关税则归类因素

海阳核电一期工程进口物资种类复杂, 很多进口物资并不属于标准或通用产品, 海关税则归类难度大。为了缩短通关时间、确保税则归类准确, 我们采取了一系列行之有效的管控办法:

(1) 提前准备进口物资的报关申报要素。获得预到货通知后, 对于本项目之前没有进口过的物资, 我们采取事先咨询技术人员或供应商及其代理单位的办法, 了解进口物资的实质属性, 然后将包含税则归类HS码在内的申报要素落实在纸面上。 (2) 横向寻找税则HS归类的支持依据。考虑到各核电项目进口物资的相似性, 有时我们会咨询其他核电项目的同行借助其经验完成税则归类。 (3) 必要时与海关专业人员沟通, 确定税则HS编码。为确保税则归类准确, 多次咨询烟台海关通关处的专业人员, 对方给予了积极的解答, 帮助我们解决了多项进口物资税则归类的疑难问题。 (4) 主动介入审单环节向海关审单人员解释产品属性。报关员正式向海关申报后, 如果海关审单人员对税则归类存在疑虑时, 我们会邀请技术人员主动打电话向海关审单人员解释产品相关情况, 补充提供产品说明书或照片等材料, 确保报关单顺利通过审单环节。

3.2 报关单证准备

海阳核电一期工程报关报检前, 一般需要准备以下单证材料:进口合同、形式发票、装箱单、提单/空运运单、原产地证书、质量证明、木质包装申明、代理报关委托书、代理报检委托书等。除上述常规单证材料外, 应特别关注部分进口设备需要办理进口许可证、免3C认证证明等一些特殊单证。获得进口物资预到货通知后, 应尽快确定进口物资的HS编码, 然后根据HS编码查询该设备对应的监管条件。如果HS编码确定的太晚, 可能导致来不及办理这些特殊单证, 从而造成滞报等损失。一旦监管条件规定必须办理进口许可证或强制性产品认证, 应立即落实是否具备办理这些许可证件的条件, 如果不具备应尽快设法解决。

3.3 海关因素

清关工作目标就是“要符合海关的各项政策、规定要求”。实际上, 海关系统对作为国家重点项目的海阳核电一期工程都非常重视、支持。都愿意倾听企业的要求、解释, 并尽可能解决我们的困难。但这仅仅是操作层面上给予一定的方便, 海关的相关政策、规定仍须遵守, 海关的政策和规定也时有调整, 应迅速适应。

3.4 人为因素

尽管各参与单位、部门在办理进口物资清关中是按照程序、相关规范规定行事, 但在执行过程中任一环节, 都印刻着人为的痕迹。在不同的社会文化背景下, 人的价值观、精神状态、知识技能、工作经验、爱好及行为习惯均会在清关工作协调中产生影响。这就要求清关人员应具备较强的业务能力, 熟悉海关相关法律、法规、业务流程和合同条款, 掌握国外供货合同条款和国际贸易知识, 了解国外供货的资料和习惯。还需具备较强的沟通、协调能力和责任心, 能够与相关方进行有效的沟通协调, 提前做好清关前的各项准备工作, 对清关中出现的各类问题, 能迅速做出响应并采取有效办法予以解决。

4 结语

理想的清关工作, 应该是管理人员按部就班、有条不紊地按照程序工作, 尽量减少处理例外事件, 这需要从政策、合同、管理技术、管理人员等多方面考虑。熟悉免税相关政策, 为公司争取最大利益, 减少投资成本;进口合同签订时应充分考虑免税、清关需要, 如装箱清单统一格式, 设置尾款, 使供货方由于单证原因造成报关延误产生滞报费用的, 能够在尾款中得到补偿;充分利用信息化平台, 实现合同执行信息共享, 提高到货信息准确性;清关管理人员应熟悉合同中相关要素, 了解工程的需求。

海阳核电进口物资清关工作, 涉及进口代理即原子能公司、中远物流公司、各相关口岸报关公司, 以及各相关口岸海关, 接口形式复杂, 沟通协调工作量大, 要做好此项工作, 需要各方密切合作, 能够站在业主方的立场及时协调处理出现的各类问题, 确保进口物资清关工作顺利开展。

摘要：海阳核电一期工程作为国家三代核电自主化依托项目, 于2009年9月开工建设, 其设计自主化和设备国产化率均较低, 项目关键设备、原材料和工器具均需国外进口, 进口量巨大, 做好清关工作对于项目进度控制和成本控制方面至关重要, 本文介绍了核电进口物资清关流程、注意事项及相关经验, 为后续清关工作提供参考。

海阳核电 篇4

海阳核电厂位于山东省烟台市海阳市, 为首批国家第三代核电技术的自主化依托项目, 采用AP1000核电技术路线。厂房内良好的采暖空调通风是保证厂房内有适宜的温度, 人员工作舒适和设备安全运行的必要条件。AP1000核电厂厂房的供暖和制冷主要是采用通风系统空气处理机组内加热盘管和冷却盘管加热或冷却送往厂房内的送风, 使厂房有适宜的温度。加热盘管的热水由热水加热系统 (VYS) 提供, 冷却盘管的冷冻水由中央冷冻水系统 (VWS) 提供。

2 厂房供暖

厂房内供暖主要方式为热水流过空气处理机组的加热盘管, 把通过空气处理机组送往厂房各区域的风加热, 热风把热量从VYS系统带到厂房内各个房间。

2.1 VYS系统描述

热水加热系统 (VYS) 主要设备位于汽轮机厂房内, 包括两台单级双吸卧式离心泵, 两台管壳式热交换器, 一个膨胀水箱和1个化学加药箱。来自辅助蒸汽系统的蒸汽进入热交换器壳侧, 将热交换器管侧的循环水加热, 热水循环泵把热水输送到各个用户。汽轮机正常运行时, 供给VYS热交换器的辅助蒸汽来自主蒸汽抽汽, 热交换器壳侧的凝结水排到凝汽器, 当汽轮机停运时, 供给VYS热交换器的蒸汽来自辅助电锅炉, 热交换器壳侧的凝结水排放到汽轮机厂房排污箱。正常运行时VYS系统的一台热水循环泵和一台热交换器运行, 且每台热交换器只能与对应的热水循环泵同时运行。

2.2 供暖温度控制

AP1000电厂对厂房供暖温度的控制主要通过两种调节方式来实现, 一种是控制加热盘管内部的热水流量, 另一种是控制加热盘管表面的风量。

控制加热盘管热水流量的方法主要应用于核岛非放射性通风系统 (VBS) 的空气处理机组, 在VBS系统的每个空气处理机组加热盘管的出口处安装一个电动调节阀, 根据VBS用户房间温度控制电动阀的开度, 调节通过加热盘管的热水流量。

控制吹过加热盘管表面的风量是由安装在空气处理机组内的整体旁通加热盘管实现的。气动调节风阀根据房间温度调节分配通过加热盘管的气流和被旁通的气流。采用整体旁通加热盘管, 调节温度时热水的流量保持不变, 使VYS系统在任何时候都能满足热水循环泵的最小设计流量, 省去了泵的小流量循环管线。放射性控制区域通风系统 (VAS) , 安全壳空气过滤系统 (VFS) , 核岛保健物理区域和热机修车间通风系统 (VHS) , 放射性废物厂房通风系统 (VRS) 和辅助/附属厂房非放射性通风系统 (VXS) 的温度调节主要是利用整体旁通加热盘管。

另外, 部分VXS系统的服务区域对温度的要求不高, 允许的温度范围较大, 采用在加热盘管出口安装电磁阀, 当房间温度低于设定值时阀门打开, 房间温度高于设定值时阀门关闭, 不对房间温度精确调节。由于热量需求不多, 加热盘管的供水管道很细, 加热盘管出口的阀打开或关闭对热水循环泵的流量影响很小。

2.3 风管加热器和单元加热器

厂房供暖以空气处理机组内的加热盘管加热供往房间的送风为主。部分区域有时会与室外连通, 温度较低, 在这些区域安装单元加热器或给这些区域的送风支管上安装风管加热器。

远离VYS供水母管的区域风管加热器和单元加热器使用电加热器, 温度低于设定值时工作, 高于设定值时停止工作。柴油发电机厂房的供暖都采用单元电加热器。

距离VYS供水母管较近的风管加热器和单元加热器使用VYS系统加热。对于风管加热器, 温度高于设定值时关闭盘管出口的电磁阀, 温度低于设定值时打开电磁阀。对于单元加热器, 加热盘管内热水流量保持不变, 温度低于设定值时单元加热器的风机启动, 加速盘管表面空气流动, 加快散热, 温度高于设定值时, 单元加热器的风机停运。

2.4 反应堆厂房供暖

只有换料大修在冬季进行时, 反应堆厂房才需要供暖。VYS和VWS共用反应堆厂房内的供回水管线和换热盘管, 以减少安全壳贯穿件的数量和安全壳内管道的数量。反应堆正常运行期间VWS通过安全壳再循环冷却系统对反应堆厂房内进行冷却, 当安全壳厂房需要供暖时, 手动隔离VWS的供回水, 切换为VYS为安全壳再循环系统供应热水。安装在VYS供水管线上的气动调节阀根据安全壳内的温度自动控制阀门开度, 调节热水的流量。

3 厂房制冷

除柴油发电机厂房外, 其他厂房的制冷都是由中央冷冻水系统 (VWS) 提供, 方式同厂房供暖相同, 冷冻水流过空气处理机组的冷却盘管, 冷却通过空气处理机组供往各个房间的送风。VWS系统包含两个独立的子系统:高容量子系统和低容量子系统。

3.1 高容量子系统 (HC VWS)

3.1.1 系统描述

中央冷冻水高容量子系统 (HC VWS) 主要设备包括两台大容量冷冻水循环泵, 两台大容量水冷冷冻机, 两台小容量冷冻水循环泵, 两台小容量空冷冷冻机, 一个膨胀水箱和1个化学加药箱。水冷冻机将HC VWS循环水的热量传递给设备冷却水系统 (CCS) , 再通过CCS的热交换器将热量传递给服务水系统 (SWS) , 由SWS将热量带到大海;空冷冷冻机直接将热量从VWS传递到大气。冷冻水流过通风系统空气处理机组的冷却盘管, 冷却供往厂房的送风。

正常运行时一台大容量冷冻水循环泵和一台水冷冷冻机运行, 冷冻机随同列冷冻水循环泵的启动或停运自动启停, 一台冷冻水循环泵停用, 备用的循环泵会自动启动。当VWS的负荷达到最大, 一列大容量泵和水冷冷冻机不能满足需求时, 一列小容量泵和空冷冷冻机投运, 一大一小两列并列运行。当VWS的负荷很小时, 停运水冷冷冻机, 只运行一列小容量泵和空冷冷冻机。

两台泵出口有带手动阀的联通管线, 可以手动控制使不在同一列的泵与冷冻机同时工作, 以便允许不在同一列的泵与冷冻机同时检修。

3.1.2 厂房温度控制

HC VWS为非纵深防御相关通风系统的空气处理机组提供冷冻水, 厂房温度的控制通过控制流过冷却盘管内冷冻水的流量来实现, 根据厂房温度调节安装在冷却盘管出口的调节阀开度, 控制供往房间的送风温度。HC VWS设计有连通供回水母管的小流量循环管线, 小流量循环管线上的调节阀根据供水母管压力自动调节开度, 保证通风系统需要的冷冻水较少时泵的流量满足最小设计流量。

3.2 低容量子系统 (LC VWS)

3.2.1 系统描述

中央冷冻水低冷却容量子系统 (LC VWS) 由相互独立的两列组成, 每列由一台冷冻水循环泵, 一台空冷冷冻机, 一个膨胀水箱和一个化学加药箱以及相应的管道、仪表和阀门组成, 在各种运行模式下每列都具有独立性和冗余性。

LC VWS用于给下列纵深防御相关通风系统的冷却盘管提供冷冻水:

·为主控室、技术支持中心和1E级电气设备间通风的核岛非放射性通风系统VBS。

·放射性控制区通风系统VAS的位于化学和容积控制系统CVS泵房单元冷却器和正常余热排出系统RNS泵房单元冷却器。

3.2.2 厂房温度控制

LC VWS系统的冷冻水循环泵无小流量循环管线, 核岛非放射性通风系统的每个空气处理机组冷却盘管入口有一个三通调节阀, 根据房间温度自动调节流过冷却盘管和通过旁通管线直接到冷却盘管出口的冷冻水的比例;化学和容积控制系统和正常余热排出系统泵房的单元冷却器冷却盘管内的冷冻水流量保持不变, 根据房间温度控制单元冷却器风机启停, 维持房间温度在要求的范围内。

4 结束语

海阳AP1000核电机组采用了非能动安全系统, 模块化安装等许多先进的设计理念。LC VWS采用空冷冷冻机, 冷冻机安装在室外的厂房屋顶上, 用大气作冷源, 排除了因失去冷却水系统造成冷冻机不可用的风险, 提高了系统的可靠性。VYS和VWS的主要设备安装在模块内, 设计紧凑。VYS系统和VWS系统配合各通风系统, 能够很好的为主厂房各区域提供供暖和制冷, 但作为全世界首批第二台AP1000核电机组, 在设计安装上还存在一些问题, 如VYS系统的模块KT48内空间狭小, 部分阀门不方便操作;VYS和VWS管网的部分排气阀和排水阀安装在高空中操作不便, 且阀门下游没有安装管线将排水引至地面。AP1000技术还处在不断改进的阶段, 需要三门和海阳一期工程建设、安装、调试和运行的经验来完善。

摘要：海阳AP1000核电厂主厂房的供暖和制冷是用热水加热或用冷冻水冷却厂房的送风, 使厂房维持适宜的温度。冬天热水加热系统VYS为供暖提供热水, 夏天中央冷却水系统VWS为制冷提供冷冻水。本文对这两个系统和厂房供暖/制冷的温度控制方式作了简要介绍。

关键词：供暖,热水,制冷,冷冻水

参考文献

海阳核电 篇5

海阳核电规划建设三期共6台百万千瓦级机组, 一期工程采用美国西屋公司AP1000技术, 装机容量为2×1250MWe级压水堆核能发电机组。一期工程循环水系统采用单元制供水系统, 每台机组设置3台33.33%容量立式混流循环水泵、2条钢筋混凝土压力供水管 (DN3800) 、1座虹吸井 (30m×18m) 、1条双孔循环水排水沟 (3.6m×3.6m) 。两台机组的6台循环水泵循环冷却水水源为黄海, 采用明渠取水, 一期工程时已按6台机组的循环水量统一规划并建成了取水明渠, 取水明渠总长约1500m, 底部标高-0.7m。

2 循环水系统工艺流程及调试特点

2.1 循环水系统工艺流程

循环水系统的工艺流程为:黄海海水→明渠取水口→水生物拦截设施→取水明渠→循环水泵房前池→粗格栅及加氯框 (移动式清污机) →钢闸门→细格栅及固定式清污机→鼓形滤网→循环水泵进水流道→循环水泵→循环水压力供水管→凝汽器/开式循环冷却水系统→循环水压力排水管→虹吸井→虹吸井钢闸门→循环水排水沟道→排水口钢闸门→排水明渠→黄海。

2.2 循环水系统调试特点

从循环水系统工艺流程来看, 该系统调试具有如下特点:

2.2.1 相关构筑物多

循环水进水、调试相关的构筑物涉及一期泵房及加氯车间、二期泵房、进水流道 (含挡墙) 、取排水明渠、1~4号虹吸井等。

2.2.2 设备多

#1机组循环水系统主要设备包括:6块粗拦污栅、6块细拦污栅、6台固定式清污机、1台移动式清污机、3台鼓型滤网、3台冲洗水泵、3台循环水泵、2台循环水泵电机冷却水系统开式水泵、2台循环水泵电机冷却水系统闭式水泵、2台循环水泵电机冷却水系统换热器、3台循泵出口液控蝶阀及配套油站、6台二次滤网、2台汽轮机厂房开式冷却水系统电动滤水器、3台汽轮机厂房开式水泵等。

2.2.3 涉及面广

海阳#1机组循环水进水、调试主要涉及主交流电源系统、非1E级直流电源和UPS系统、电厂控制系统、汽轮机厂房闭式冷却水系统、凝汽器抽真空系统、除盐水储存和分配系统、汽机房排汽、疏水和泄压系统、凝结水系统、生产水分配系统、循泵房通风系统、压缩空气和仪表空气系统、海水制氯系统、海水淡化系统、厂用水系统等14个系统, 相关移交包39个。

2.2.4 调试周期长

上述可知, #1机循环水系统调试内容多、上游需求条件多, 结合现场工程进度来看, 循环水系统调试工期跨度较长, 且易出现因各种先决条件不满足而断档。为了规避风险, 根据现场进度合理分配调试资源、统筹安排调试计划, 是此次海阳核电分阶段进水、调试思路的出发点。

2.2.5 需求决定进水时间

循环水进水作为核电站工程、调试重要节点, 并非越早越好。海阳核电早在2012年便已将循环水进水列入里程碑计划, 但是按当时施工进度, 进水前循环水系统无法移交, 进水后调试工作无法开展, 一方面水下设备会长期被海水浸泡腐蚀而带来大量的保养工作;另一方面结合汽轮机本体、凝汽器、常规岛闭式冷却水系统等工程进度, 即使进水后完成循环水系统调试, 亦将面临长期无用户需求的情况。

此次进水时间的选择, 基于以下原因:

常规岛方面, 闭式冷却水系统为常规岛各辅机设备换热器提供冷却水, 现阶段, 常规岛各工艺系统陆续开始移交, 系统调试及润滑油冲洗等大型试验即将开展, 闭式冷却水系统的持续运行已经成为各项调试工作的先决条件, 因此, 结合施工进度与调试计划, 作为闭式冷却水冷源的循环水系统, 其进水、调试工作应及时开始, 以保证整个常规岛调试进度。

核岛方面, 同样作为最终冷源的厂用水系统移交在即, 其厂用水泵布置在一期循环水泵房内, 取水自循环水泵吸水口处, 为保证核岛调试工作的顺利进行, 循环水进水必须优先进行。

3 进水阶段划分

为了合理安排调试工期, 考虑调试逻辑与循环水系统调试特点, 结合现场工程进度, 将#1机组循环水进水分三个阶段进行, 并将循环水系统调试内容对应到各个阶段当中。

3.1 第一阶段进水

第一阶段进水选择在低潮位时进行, 取水口处围堰破堤后, 海水从取水明渠进至一、二期循环水泵房前池钢闸门前。

3.1.1 先决条件

第一阶段进水前, 相关构筑物如取排水明渠、前池、循环水泵房等已完成BHO移交, 一、二期泵房内各坑洞完成临时封堵, 所有流道清洁无杂物, 检查具备进水条件;涉水设备防腐、密封工作已完成;进水区域实体防护及标识警示牌能有效隔离、警示高风险区域;海水制氯加药系统已投运, 或采取临时加药措施;取、排水口钢闸门单体试验完成, 可严密关闭;泵房内正式排污泵、进水区域内临时排污泵均可用;固定式清污机、移动式清污机、鼓形滤网等设备的无水试验完成;循环水泵出口液控蝶阀及其附属油站就地功能试验完成, 可带压严密关闭。

3.1.2 调试内容

进水前须完成的试验包括:

1) 移动式清污机行走、升降、定位、耙斗功能试验

2) 固定式清污机耙斗升降、功能试验

3) 鼓形滤网无水下高低速切换试验

4) 循环水泵出口液控蝶阀及其附属油站的功能试验

5) 循环水泵房内两台排污泵的启动试验等

6) 一阶段进水完成后, 可按调试程序正式进行移动式清污机、固定式清污机的启动、运行试验

3.2 第二阶段进水

第二阶段进水指海水进至循环水泵出口液控蝶阀前, 采用循环水泵A、B、C进水流道依次进水方式。首先打开循环水泵A进水流道两台钢闸门的平衡阀进行注水, 至钢闸门前后水位基本一致, 然后依次提起两台钢闸门, 海水经细格栅、鼓形滤网、循环水泵吸入口流至循环水泵出口液控蝶阀。采用同样的方式依次进水至循环水泵B、C出口液控蝶阀前。

3.2.1 先决条件

二阶段进水前需要确认以下条件:第一阶段进水后钢闸门前后水位差稳定, 泄漏量可控;循环水泵出口液控蝶阀调试完成, 带压关闭严密;循环水泵房内排污泵可用;凝汽器循环水进、出水蝶阀单体调试完成, 关闭严密。

3.2.2 调试内容

二阶段进水后主要进行以下试验:

1) 鼓形滤网冲洗水系统启动、运行试验

2) 鼓形滤网启动、运行试验

3) 循环水泵出口液控蝶阀远控试验

4) 循环水泵电机冷却水系统开式水泵启动、运行试验

5) 循环水泵电机冷却水系统闭式水泵启动、运行试验

6) 循环水泵电机冷却水系统预运行试验

7) 循环水泵电机空载运行试验

3.3 第三阶段进水

第三阶段进水目标是凝汽器进水, 它标志着整个循环水主回路完成通水, 是整个循环水系统调试中最关键的部分。其过程大致为:

排水口处围堰破堤后, 海水从排水明渠倒流至排水口钢闸门前。打开排水口两个钢闸门的平衡阀, 对排水沟道进行充水, 海水经排水沟道、虹吸井缓慢进水至凝汽器出口蝶阀前。当排水口钢闸门前后水位基本一致后, 分别吊出两个钢闸门, 然后缓慢开启凝汽器出口蝶阀、入口蝶阀, 海水倒灌入凝汽器进水压力管道, 待液位稳定后, 启动水室真空泵继续提升凝汽器内海水液位, 待液位再次稳定后启动循环水泵, 完成整个循环水主回路通水。

第三阶段进水又分为两步进行:第一步为打开循环水泵出口液控蝶阀, 海水进至凝汽器入口蝶阀 (严密关闭) 前。第二步为提起排水口钢闸门, 打开凝汽器出口蝶阀、入口蝶阀, 启动循环水泵, 完成主回路通水。考虑凝汽器保养问题, 第二步在凝汽器有连续热负荷需求时进行。

3.3.1 先决条件

第三阶段进水前, 汽轮机本体安装工作已结束, 凝汽器灌水试验应完成;凝汽器水室真空泵调试完成;循环水泵单体试验完成;第一、二进水阶段所有试验完成;所有流道清洁并验收合格;汽轮机厂房排水措施到位。

3.3.2 调试内容

本阶段进水后主要进行:

1) 循环水泵启动、运行试验

2) 二次滤网启动、运行试验

3) 循环水动态功能试验

4) 循环水系统预运行试验, 包括冬季双泵运行、春夏秋三泵运行两种设计工况

5) 汽机房开式冷却水系统启动、预运行试验, 包括电动滤水器、开式水泵等

4 进水风险及应对措施

4.1 人员落水

此风险最可能发生在第一阶段进水后的泵房前池区域, 尤其是清污机、鼓网所在6.2m层平台。采取以下防范措施:

前池进水区域四周采用实体防护并砌临时挡墙, 高风险位置悬挂警示牌等方法限制无关人员进入、提醒人员已进入落水高风险区域。一期泵房6.2m层平台粗格栅提放口增加围栏, 地面各孔洞盖板加锁。另外, 在进水区域配备救生衣、救生圈及配套绳索等救生器材, 进水前对高危区域及救生器材使用方法对所有参与人员进行安全交底和说明。

4.2 水淹泵房、汽轮机厂房

4.2.1 水淹泵房

水淹泵房最可能发生在第一、二阶段进水过程, 由土建结构漏水、钢闸门泄漏量大、法兰漏水、阀门漏水等原因引起。由厂址水文条件可知, 海水平均高潮位为1.39m, 一旦发生水淹事故, 泵房0.2m层诸多电气设备将被淹没而绝缘受损, 同时也提高了人员溺水及触电的风险。为避免水淹泵房发生, 采取以下措施:

进水前更换一、二期泵房取水口钢闸门密封胶条;在粗格栅之前配置两块临时钢闸门, 当取水口钢闸门泄漏量过大而需要检修时使用;在一期泵房6.2m层6个鼓形滤网检修人孔处各设置1台30m3/s临时排水泵, 在6个鼓形滤网大轴平台细格栅吊物孔处各设置1台65m3/s或100m3/s临时排水泵;进水前完成一期泵房0.2m层2台正式排污泵的启动试验, 同时在0.2m层集污坑内预备2台临时排水泵;对二期泵房#4机0.2m层各坑洞及其它部分洞口进行临时封堵, 同时在0.2m层预备2台临时排水泵;二期泵房#3机因鼓形滤网未安装, 在3个鼓形滤网安装坑底部各放置1台65m3/s或100m3/s临时排水泵;考虑钢闸门失效、临时排水泵失效、千年一遇高潮位等极端情况下海水大量灌入泵房, 预备1000条防汛沙袋, 在紧急情况下封堵前池进水流道。

4.2.2 水淹汽轮机厂房

凝汽器水室及开式水系统均布置在汽轮机厂房-9.5m层, 当第二、第三阶段进水时, 循环水泵出口液控蝶阀关闭不严、汽轮机厂房内循环水管道法兰、阀门漏水或排水口钢闸门泄漏量过大等原因都有可能导致水淹事故。对于汽轮机厂房, 采用以下防范措施:

第二阶段进水前, 打开循环水泵出口液控蝶阀后人孔门, 若第二阶段进水后、第三阶段进水前, 液控蝶阀关闭不严, 保证海水不会流往汽轮机厂房并能通过泵房0.2m层内排水泵排出;第三阶段进水前, 完成凝汽器水侧入口集水池内排水泵启动试验, 保证可用, 同时在该池内增加2台临时排水泵;虹吸井内挡水墙后放置3台临时排水泵。

4.3 海生物滋生

由于海水制氯系统无法在进水前投运, 通过人工向前池区域投入次氯酸钠溶液抑制海生物滋生。

通过连接在粗格栅加药管道法兰处的PVC软管, 利用次氯酸钠储存罐静压, 从固定式清污机孔口处向一、二期泵房前池加药, 并不定期启动流道内临时潜水泵搅浑。正常运行工况下, 循环水系统加药反应后余氯为0.1-0.5ppm。故根据海水量加入一定量的次氯酸钠溶液后5小时, 取样化验海水中余氯含量要求在0.1-0.5ppm之间。

5 总结

循环水系统是核电站的最终冷源, 其进水、调试工作具有相关构筑物多、设备多、涉及面广、调试周期长、需求决定进水时间等特点, 为降低进水风险、合理利用工期、保证调试工作安全顺利进行, 将进水、调试工作划分为三个阶段, 针对各阶段工作任务及特点, 需要仔细梳理先决条件并逐一检查核实, 编制详实的各阶段工作计划、操作程序等文件, 高度重视进水调试过程中存在的风险, 认真分析、落实应对方案, 防止设备、人员安全事故的发生。

参考文献

[1]AP1000核电厂系统与设备[M].原子能出版社, 2010.

海阳核电 篇6

变形监测是自然界普遍存在的现象, 它是指变形体在各种荷载作用下, 其形状、大小及位置在时间域和空间域中的变化。变形体在一定范围内是被应允的, 但是超过了允许值, 则可能会发生自然或人为灾害, 带来巨大的人员与财产损失。

我们利用专用仪器和测量方法, 对变形体的变形现象进行监视, 确定在各种载荷的外力作用下, 变形体的形状、大小及位置变化, 对变形体作出判断与预警。

本文将以海阳核电一期1#核岛PCCWST充水变形监测为例, 讲述整个充水变形监测工程的流程, 适用于海阳核电一期工程1#NI安全壳冷却水储存箱 (PCCWST) 充水实验。目的为检查PCCWST充水实验前后水箱变形情况。

2 工程概况

本次充水实验变形观测部位为CB20水箱四周和拉力环。CB20水箱底部标高为EL293'-3 1/4″, 顶部标高为EL329'-0″, 总高度为10.890m, 水箱底部混凝土厚度为0.610m, 内侧混凝土厚度0.457m, 外侧混凝土厚度0.610m, 顶部混凝土厚度0.380m;拉力环范围位于屏蔽墙牛腿埋件顶与穹顶接触的部位。PCCWST充水实验变形观测位置共四处, 分别位于0°、90°、180°和270°角度线上, 每条角度线上有4个监测点, 由下向上分别位于:拉力环与穹顶斜面交界处、CB20与穹顶斜面交界处、CB20顶部外环和CB20顶部内环, 共16个变形监测点。

3 PCCWST充水试验CB20变形点点位布置

1~8号监测点在EL.328′层, CB20顶部, 其中内环为1~4号监测点, 外环为5~8号监测点, 变形监测点采用不锈钢板上面焊接短不锈钢棒的形式, 使用植筋胶粘连混凝土面与不锈钢板面, 变形点标高与平面监测共用。

9~12号监测点在EL.293′层, CB20与穹顶斜面交界处, 间隔90℃一个, 变形监测点形式为在混凝土墙面上粘贴反光片, 变形点标高与平面监测共用。

13~16号监测点在EL.272′层, 为拉力环与穹顶斜面交界处, 间隔90℃一个, 变形监测点采用不锈钢板上面焊接短不锈钢棒的形式, 使用植筋胶粘连混凝土面与不锈钢板面, 变形点标高与平面监测共用。

4 控制网的建立

4.1 变形控制网布网原则:

(1) 变形控制网复杂, 多余观测条件多。控制网的观测以构成简单的三角形、大地网边形或中点多变形为宜, 不去追求图形如何构成, 并以多余观测越多越好。一般采用间接平差进行平差。

(2) 变形控制网边短, 但精度高, 并且很多情况下采用强制归心。变形测量网的边长一般在几百米, 最多1千米, 即使是专有用于地震监测的变形网的变形监测网, 边长也多在1千米左右, 但观测往往是按照国家一、二等精度要求进行观测的, 或采用最先进的仪器。

(3) 变形控制网可以没有已知数据, 作为相对网, 则按自由网平差。尽管工程控制网中已知点已知方向可以假定, 然已知边必不可少的;但变形控制网可以使纯测角网, 不需要任何观测边和已知边。

4.2 平面控制网的布设

平面控制网已知点采用施工坐标系, 先对其进行测量, 得出坐标后, 假定为该控制网的已知点, 即已知边, 进行平面控制网外业测量与内业平差, 得出变形监测平面控制点坐标, 进行变形监测点的定位及后续的变形监测。控制网测量过程符合核电厂测量规范要求。

4.2.1 平面控制网的精度要求

平面控制网采用闭合导线网测量方法, 并且按照《核电厂工程测量技术规范》控制。平面控制精度要求:相对于已知点间的点位误差不大于±2.0mm。

4.2.2 水平角观测

水平角及距离观测使用徕卡TS30型全站仪一台 (测角0.5″, 测距±0.6mm+1.0ppm) 全站仪。水平角观测采用全圆方向法观测, 每站观测4个测回, 为了消除或减弱全站仪的度盘分划误差影响, 使各测回水平角均匀的分配在度盘上。规范限差要求:半测回归零差最大值4″一测回2C值最大值8″各测回同一方向值差值最大值4″

4.2.3 距离观测

距离测量观测两个测回, 一次为照准目标一次, 读数三次, 取其算术平均值。测回间应重新照准目标。根据每个测站测定仪器所在环境下的温度、大气压及相对湿度参数, 对边长进行气温改正。

4.2.4 平差计算平差计算采用科傻 (Version5.0) 平差程序。

4.3 高程控制网的布设

观测仪器采用NA2+GPM3或同等精度的仪器, 水准尺用铟钢尺。水准线路布置成环线或网状。水准测量的技术要求按《核电厂工程测量技术规范》二等水准测量执行, 但最大视距控制在25m以内, 观测次数往返各一次。高程计算至0.1mm, 高程精度应达到点位高程中误差≤±0.5mm。高程控制网采用闭合水准测量的作业方法, 往返测各一次。

4.4 观测周期

充水试验分为四个阶段, 在充水试验前, 对变形点进行首次 (第一次) 观测, 作为变形监测初始值

(1) 第一阶段的充水, 在首次充水 (时间应不短于3小时, 并不长于18小时) 后, 进行第二次观测在第一阶段充水后, 进行第三次观测

(2) 在第二阶段充水后, 进行第四次观测

(3) 在第三阶段充水后, 进行第五次观测

(4) 在第四阶段充水后, 进行第六次观测

5 变形监测分析

5.1 变形监测沉降结果分析

本次变形监测总共进行5次观测, 每次观测都符合规范要求, 统计数据后进行分析, 下面以1号监测点为例, 给出最后一次 (第5次) 观测数据及分析趋势图。

表和图可以看出:各阶段沉降速度相差不大, CB20充水试验变形基本为均匀变化, 变形量不大, 没有发现异常现象, 变化速度逐渐减小。五个阶段五次变形观测数据累计值在限差范围内。

6 结论

本次充水试验变形监测历时24天, 通过对该充水试验变形监测的研究, 目的是为核电建设安全施工和后期调试提供了必要的评估数据。体现出AP1000核电PCCWST在充水和使用过程中变形监测的重要性, 也为以后类似堆型的核电建设变形试验提供参考。

参考文献

[1]核电厂工程测量规范[S].GB50633-2010

[2]张正禄, 等.工程测量学[M].武汉:武汉大学出版社, 2005.

[3]赵吉先.核电工程控制网布设及特点[J].测绘工程, 1998, (4)

[4]李德仁;顾及精度与可靠性的测量控制网优化设计的设想[J];测绘学报;1985年02期

海阳核电 篇7

海阳核电一期工程计划建设2×1000MW级核电机组, 是我国首批采用AP1000第三代核电技术的在建核电厂之一, 其中1号、2号机组现均处于建设阶段。

一期工程常规岛合同建安总工期为43个月, 目前1号常规岛实际施工时间71.5个月。在计划执行的过程中建安工期受各类因素影响出现了不同程度的滞后, 虽然受到设计、采购等各类上游条件的影响造成滞后程度较多, 但现场施工过程中对施工计划的管理和控制方面也存在一定问题, 对现场进度造成了一定影响。因此对一期工程施工进度过程管理工作进行分析、研究, 有助于改进管理方法、提高协调效率, 最终达到促进工程整体进度的目的。同时二期工程合同谈判现已完成, 为满足业主对二期工程常规岛建安总工期调整为39个月的要求, 整理消化一期工程建设期间的经验教训对后续工作开展也具有较强的现实意义。

2海阳核电进度计划管理体系介绍

海阳核电项目进度计划管理采取六级计划管理体系, 能够覆盖现场进度管理。目前国内在建核电项目均普遍采用六级计划管理体系, 计划分级情况基本相同, 局部略有差异。各下游计划和专项计划的编制必须符合上游计划的节点设置。划分原则和管理责任划分见表1。

此外, 如现场需对某一标段内某个专业施工内容进行重点跟踪, 或者需对多个标段内某一类别的施工内容进行跟踪, 需要以专项计划的形式进行管理。

3进度计划过程管理主要措施介绍

3.1进度管理组织机构及体系文件

工程管理单位根据上游相关管理程序要求和合同要求, 监督指导各施工供方建立了相应的进度管理组织机构和完善的进度管理文件体系。

核电工程进度管理文件以工程进度控制大纲为统领, 组成完整而严密的核电工程进度管理文件体系。体系文件清单如表2。

各级进度管理人员按照程序规定和进度管理体系分工情况开展工作, 对相关进度管理要求逐级传达给下游进度管理部门和自身施工管理部门。

3.2例会制度

在定期计划盘点的情况下, 海阳核电现场还建立了例行会议协调机制。作为施工计划执行的先决条件, 设计文件和设备到货情况直接制约施工计划能否按期执行。现场每月分别召开设计协调会和甲供物项协调会, 为施工计划按期执行提供了有力的支持。

对于现场施工问题方面, 建立了监理例会和高层协调会制度。监理例会负责对现场施工中遇到的具体问题和各类施工、设计、采购、调试等接口问题跟踪协调, 多次监理会议无法解决的问题提交高层协调会。高层协调会是海阳核电现场最高级别的协调制度, 协调问题力度很强, 取得了较好的效果。

3.3分析报告制度

根据项目公司相关要求和合同规定, 建立了工程进展报告制度和工程进度风险分析报告制度。工程进展报告主要侧重于对现场实际情况说明和报告, 属于进度管理的事后控制。工程进度风险分析报告主要侧重于对后续施工进度情况进行预测和评估, 属于进度管理的事前控制。在现场重点关注某个重要施工项目或关键里程碑节点时, 还通过编制专项报告的形式进行分析和汇报。

3.4月度控制点制度

月度控制点管理是海阳核电项目为指导现场施工进展、促进月计划完成率而采用的一种管理方法。通过对比三级计划和四五级计划作业条目, 选取下月施工重点内容设置为月度控制点, 每周进行跟踪督促, 推动关键工序施工进展, 最终达到推进项目整体进展的目的。

月度控制点制度自从2011年10月份由常规岛工程管理方开始在常规岛标段采用, 经现场实践证明效果较好, 已作为良好实践引入核岛管理方使用并最终推广到海阳核电全厂使用。

3.5工程进度预警制度

工程进度预警是工程管理单位根据计划任务项的影响程度对不同对象预警。通常分为施工进度预警和设计、采购预警, 在里程碑节点或其他关键控制点预计将滞后1个月以上时启动预警工作。供方收到下发的进度预警单后, 根据工程实际进展情况编制纠偏措施文件, 需包含进度趋势分析、滞后原因分析和纠偏措施安排等。

3.6进度考核制度

为督促建安供方按照程序要求建立和维护进度管理体系而设置了进度考核制度, 每季度考核一次。通过对供方进度管理组织机构设置、进度管理文件编制和工程进度过程管理情况进行打分, 合理对供方进度管理效果进行阶段性评估。

4目前存在主要问题的分析

4.1进度体系管理

工程管理单位根据合同规定和进度管理体系划分情况, 采用上文所述的各项措施对海阳核电常规岛及BOP各施工供方进行管理, 但由于各标段施工供方自身水平参差不齐, 在实际管理中遇到了一定的问题。

部分小的标段由于施工重要程度较低或受供方管理水平限制, 其施工供方对进度管理体系建设不够重视。具体表现为进度管理组织机构不够健全, 无独立的进度管理部门和中层管理人员;进度管理人员配备不足, 一家施工供方承建多个标段的进度管理人员均为共用;整体进度管理水平较差, 对于日常进度管理工作处于应付对待状态等。

4.2进度考核管理

现行的进度考核管理程序受到工程管理模式的制约, 缺乏足够的处罚手段, 特别是缺乏经济处罚手段。考核结果下发后仅能起到通报作用, 在进度过程管理中采取的函件督促、进度预警单和管理层约谈等措施都仅能起到督促作用, 更多的依靠施工供方自身重视程度进行推动, 对部分自身管理制度严格的施工供方有一定效果, 但整体上未达到程序设置的初衷。同时根据目前的建设情况, AP1000建设周期已大大超出计划工期, 在工程进度整体滞后严重的情况下, 项目公司设定的合同里程碑节点均难以进行考核, 因此仅能对施工供方起到一定的督促提醒作用。各家施工供方, 特别是部分非主要标段的施工供方均在不同程度上无法满足进度管理的要求。

4.3月度控制点管理

由于月度控制点制度是一种特殊情况下采取的专项管理措施, 在常态化管理后的执行过程中, 由于各方管理思路和角度不同也遇到了各类问题。月度控制点管理方法提出的初衷是通过控制月计划中关键作业的施工进度来促进月计划的执行, 从而促进三级计划的执行, 最终达到推动工程整体进展的目的, 在应用的初期取得了较好的效果。但目前项目公司过于重视月度控制点的完成率, 经常强制性要求完成率达到90%以上甚至100%, 并以月度控制点的完成率对现场进度管理情况进行非正式考核, 同时在海阳核电二期工程合同谈判时已将其作为正式考核内容写入合同中。因此在目前和今后的管理过程中进行月度控制点设置时不可避免会受到一定影响, 设置相对容易完成的控制点。

月度控制点设置时各方为确保完成率, 完成时间设置较为宽松, 预计下月完成存在风险的工作往往就不设置为控制点, 控制点的设置原则不再以作业内容的重要程度决定, 而演变为以完成的难易程度决定, 一定程度上失去了以此管理制度促进现场施工积极性的初衷。由于未按三级计划指导原则进行整体考虑设置, 对施工促进力度逐步减弱, 各标段整体进度对比三级计划并不乐观。

从月度控制点选取方法的演变上就可以体现出此种趋势。第一阶段, 在采取月度控制点管理的前期阶段, 由工程管理单位以三级计划为基础选取重要作业条目, 将关键作业选取为控制点并下发施工供方执行, 由于是设置后直接发布, 可以有效体现工程管理单位管理意志和导向, 可以促进整体计划实施。第二阶段, 经过一段时间发展逐步演变成为工程管理单位初步选取控制点, 提交项目公司和施工供方征求意见, 随后发布执行, 此种情况下增补了项目公司重点关注的目标和根据施工供方资源配置情况进行了调整, 经各方共同讨论确定了较为宽松的管理目标。第三阶段, 演变成为施工供方自行上报月度控制点, 经各方讨论后发布执行, 由于是施工供方自行选取, 仅能体现供方自身施工组织意向, 不可避免地会逐步偏离上游计划指导, 出现“拆东墙补西墙”的情况, 但能够保障控制点施工资源投入, 较好地满足了完成率要求。

同时目前采用的以月度控制点完成率进行统计的方法本身并不科学。例如“汽轮机扣缸完成”和“北电子间砌筑完成”两个作业之间工作量差异较大, 但在统计时作为1个控制点计算是相等的, 因此月度控制点完成率仅能作为参考。另外, 由于每个月度控制点仅为一项单独的作业内容, 难以覆盖整个月度计划安排, 现场通过增加月度控制点数量的方式进行了一定弥补。核岛管理方每月设置控制点40个左右, 常规岛及BOP管理方每月设置控制点30个左右。大量的控制点要求每周跟踪, 并在施工周报中进行专项汇报, 耗费了大量管理资源。

4.4专项计划管理

海阳核电项目施工进度管理过程中, 由于遇到各种各样的问题, 施工进度不可避免的出现一定滞后。根据管理程序要求, 在三级进度计划出现3个月以上偏差时就需要启动三级计划调整工作, 但现场情况经常存在一些现实问题导致无法进行三级计划升版。例如, 由于部分上游条件难以及时固化, 常规岛TG包主要设备到货时间迟迟无法确定, 计划升版后很快又会面临再次升版。还存在部分施工供方受商务问题影响无法按照计划安排组织施工资源投入, 仅以现场现有的施工资源进行缓慢施工, 此种情况下计划升版后也很快又面临再次升版。

因此部分合同标段在特定的时间段内会长期处于三级计划已滞后4~5个月的情况下, 上游计划已难以有效指导现场施工, 现场大量采用专项计划进行控制。专项计划由于摈弃了多余的内容, 仅体现需要关注部位的工作, 在跟踪某个重点工作方面管理效率高, 因此得到了较多的关注和应用。但是海阳核电现场目前专项计划管理规范性较差, 也存在着一定的缺点和不足, 主要体现在以下几个方面:

专项计划管理没有统一规划, 缺少规范性和计划性, 专项计划的开启过于随意, 经常是为了重点关注的某一件事或某一目标就开启一份专项计划。例如, 1号常规岛标段内包含093、093A094三个实物保护系统的单体子项, 已编制有一份《093、093A094子项施工专项计划》;由于子项外墙干挂石材、玻璃幕墙、雨棚等装修工作进展较慢, 就要求编制上述装修内容的专项计划由于钢结构雨棚受商务问题影响拖期较长未及时开展施工, 又要求编制雨棚专项计划;由于094子项场地移交时间变化, 又要求编制094子项专项计划, 计划管理较为混乱。

由于缺少统一规划, 专项计划的关闭无法正式明确。如根据上述例子一份专项计划的某一部分被拿出单独成为另一份专项计划, 原计划的剩余部分如何执行, 该计划是否仍然有效。又例如两份专项计划部分内容存在交叉, 如何定义两份计划的管理范围。这些管理问题都需要进行梳理解决。

专项计划也对正常的六级计划管理体系存在一定冲击。例如项目公司每年要求发布的年度计划并不在六级计划体系内, 实际上是一份专项计划, 但是对四、五级计划均存在指导作用, 而在计划执行过程中, 又不放松对三级计划的管理, 造成三级计划和年度计划均发布有效, 定位冲突。大量存在的各专项计划对五、六级计划管理造成混乱, 各计划的跟踪也占用了过多的人力, 而大量的专项计划难以全部匹配到五、六级计划中执行, 部分小的专项计划存在意义值得商榷。

4.5专项会议管理

专项会议是为了实现某一重要目标进行盘点和问题协调, 往往是建立在专项计划基础上的协调会议。但是在已有各类例行会议的基础上, 各类专项会议较多, 给现场管理人员带来了沉重的负担。

专项会议原则上的召开时机应是在计划目标实现存在一定困难或为了集中解决一批存在问题时召开, 应为非定期会议, 但在实施过程中已逐步演变为每周或每月定期召开, 实际上已形成例行会议制度。除去安全、质保等管理会议, 海阳核电项目常规岛及BOP工程目前每周召开各种不同类型的定期协调周会7个、每月召开定期协调月会6个, 部分关注程度较高的项目还要求召开日会。各会议的会前材料准备、会务工作、会后行动项跟踪等事项均需占用大量管理资源, 如再加上各参建单位自身均要召开的周工作会议、生产例会等, 会议频次过多导致部分会议质量不高且会议内容重复较多, 未能达到预计的效果。

5建议和结论

5.1进度管理体系方面

在海阳核电一期工程建设过程中, 常规岛及BOP工程各施工供方基本都能够按照合同要求建立相应的进度计划管理体系, 但在管理过程中对进度体系的维护和执行存在着一定程度的不足。特别是对于非主要标段的施工供方, 受自身管理水平和重视程度限制, 对工程管理单位的各项管理要求不能积极响应, 并且缺乏有效的管理手段督促其整改。

建议改进措施: (1) 在后续新建工程合同谈判阶段增加相应的处罚措施并在合同和程序中明确, 完善上游单位管理手段; (2) 在工程招标阶段尽量选择成熟和有经验的施工供方, 减少因施工供方自身能力不足而对进度管理体系建设造成的影响; (3) 在工程建设开始阶段就严格进行进度考核管理和进度控制, 将整体进度管理水平维持在较高的标准上, 避免出现处罚金额累积过多从而难以考核的情况。

5.2专项管理措施方面

专项管理措施在解决特定问题上具有较强的优势, 有其存在的合理性和必然性, 也为海阳核电现场解决了许多现实问题。但它实际上仍是一种“头痛医头、脚痛医脚”的突击式管理方法。正如一个人无法长期处于高强度工作环境中一样, 一个项目也无法长期处于这种突击式管理环境中。目前专项管理措施应用过多, 造成管理资源浪费, 部分工作重复性较大, 建议在今后逐步回归到以正常的六级计划管理体系为主的管理模式。各措施管理方法均应进行相应调整。

二级计划建立逻辑关系。关于各上游条件对计划的影响, 建议参照核岛管理模式, 在二级计划层面上对常规岛设计、采购、施工计划间建立逻辑关系, 当上游计划调整时可以及时反馈至下游计划。

月度控制点设置数量减少。常规岛及BOP工程共涉及10个左右标段, 每个标段都有自身的五级计划, 即使每月选取上百个甚至数百个控制点也不可能全部覆盖月度计划安排, 因此月度控制点管理无法替代正常的五级计划管理。建议将月度控制点明确定位在重点关注项和三级计划关键作业上, 突出少而精的特点。在减少月度控制点管理的同时加强五级计划管理, 切实将计划安排落实到施工班组, 确保正常计划体系的有效执行。

专项计划统筹规划。在三级计划发布后对各标段预计将编制的专项计划进行统一策划。建议根据施工范围和协调难度的不同划分为“涉及各标段协作的专项计划”和“某一标段内包含的专项计划”两大类进行管理。结合一期工程建设经验, 建立统一的专项计划管理台账, 做好各专项计划管理内容的划分, 避免计划间存在交叉冲突。同时根据台账严格控制专项计划的开启和关闭, 避免盲目性和随意性。

专项会议同样不宜过多, 更不应该发展成为定期的盘点会议。建议在削减专项计划的基础上同步减少, 将主要协调工作分解到专题工作会议和各类正式的例行协调会上, 提高例行会议协调效率。

5.3总结

海阳核电项目一期常规岛及BOP工程在施工进度计划管理过程中, 由于受到各类外部环境、上游条件的制约和现场实际情况的影响, 发展出一套特定环境下适用于现有模式的管理制度, 依托现有管理人员和管理资源, 最大程度上保障了现场施工按计划有序实施。但是在一些方面还存在不足, 建议作为今后的改进方向。建议各级管理单位和参建单位遵循科学规律、遵循核电规律, 本着对工程负责的态度, 积极开展经验反馈, 持续改进, 优质高效地完成海阳核电项目后续工程建设。

参考文献

海阳核电 篇8

海阳核电厂厂址放射性废物处理设施 (以下简称“SRTF”) 是山东海阳核电一期工程重要的BOP子项之一, SRTF独立于AP1000机组, 设计具有能够满足处理6台AP1000机组运行产生的放射性废物的能力并且具有处理8台机组的扩展能力, 在机组特定的事故工况下具备处理机组产生的放射性废物的能力, SRTF内处理的所有放射性废物, 无需再回到核岛或其它设施进行再处理, 经SRTF相关系统处理合格的液态放射性废物汇至电厂排放总管排放, 放射性固体废物经处理后转化为合格的废物货包在SRTF内暂存后转运至处置场永久处置。

2 海阳核电厂SRTF放射性废物处理技术介绍

(1) SRTF功能介绍。处理来自于核岛的化学液体废物、0.25%燃料包壳破裂情况下的一回路冷却剂和蒸汽发生器管道破裂 (SGTR) 产生的液体废物;处理核岛产生的废过滤芯和放射性废树脂;运输和处理核岛及其他放射性厂房产生的放射性干、湿固体废物;收集和处理SRTF产生的废物 (包括放射性超标废水) ;固体放射性废物和空桶的暂存;核岛和其他放射性厂房控制区工作人员工作服的检测和洗涤;SRTF设施内液态和气态流出物监测和排放;过程监测和辐射监测以及可靠的仪表使用和控制。

(2) SRTF主要系统介绍。海阳核电厂SRTF具备完整的放射性固体废物和放射性液体废物处理功能, 在设计中根据具体的放射性废物类型设计了不同的处理系统, 如, 实现放射性固体废物处理功能的系统包括HIC (High Integrity Container) 装料和脱水系统、废物分拣和压缩和灌浆系统、湿废物烘干系统;实现放射性废液处理功能的系统包括化学废液处理系统、0.25%燃料包壳破裂液体处理系统、SGTR液体处理系统、超标废液处理系统。另外SRTF作为独立的核设施设计了维持设施运行的各辅助系统。

下面对SRTF各主要系统做简要介绍:

移动式废液处理系统:该系统由美国ES公司设计供货, 设计基于美国超过17家核电站的实际运行经验, 能满足处理AP1000机组产生的化学废液、0.25%燃料包壳破裂和SGTR产生废液的处理要求, 经过处理的放射性废液能达到国家标准 (GB14587) 规定的排放要求 (1000Bq/L, H-3和C-14除外) 。

移动式废液处理系统包括:化学废液处理系统、0.25%燃料包壳破裂液体处理系统、SGTR液体处理系统;各系统都设计安装在国际标准的6米集装箱内, 使用时通过专用特种车辆转运至核岛、去污及热检修车间、SRTF等工作区域。移动式废液处理系统具有可移动性、投用迅速、部件及处理媒介更换快捷、辐射屏蔽有效等特点。主要包括:升压泵控制模块;进水收集容器;除盐/深床过滤容器;化学注入系统AIM?;取样槽;屏蔽及连接管线等部件。设计使用期限为60年。系统流程如图1所示。

其中, 化学废液处理系统的处理能力为1.14m3/hr, 处理AP1000机组产生的放射性化学废液。0.25%燃料包壳破裂液体处理系统, 设计成能处理0.25%燃料包壳破损产生的非正常工况废液。处理能力为1.14m3/hr, SGTR液体处理系统处理能力为4.54m3/hr, 它对来自1.14m3/h燃料元件破损废液处理系统的产物作净化处理, 它也可用于处理蒸汽发生器传热管破裂 (SGTR) 事故产生的废液。包壳破裂或SGTR事故时, 也可处理少量污染物、洗涤或地面疏水。处理SGTR废水时, 系统被移到BOP建筑内, 将水从储存罐输送到4.54m3/hr批量系统, 然后返回电站排放槽。

HIC装料和脱水系统:HIC装料和脱水系统可将核岛和SRTF产生的废树脂通过专用管道输送到HIC, 也可将废过滤器通过屏蔽转运工具装入HIC。完成HIC装料后, HIC脱水系统对树脂或过滤器进行脱水处理, 使HIC游离液体满足处置要求 (游离液体不超过体积的1%) , 然后将HIC转运至SRTF暂存。

该系统设计基于自1984年起就在美国超过20家核反应堆运行经验, HIC是一种中、高放废物储存容器, 主要材料为高联聚乙烯, 具有耐辐照的特性, 系统设计有两种HIC, 一种盛装废树脂、活性炭颗粒, 一种盛装废滤器, 共同使用相同的脱水装置 (SEDS) 。HIC装料和脱水系统在处理和装运过程中配有专用的屏蔽设备 (CASK) 。

HIC装料和脱水系统流程如图2所示。

废物分拣压缩和灌浆系统:废物分拣和压缩及灌浆系统位于SRTF厂房内, 用于接收核电站产生的干放射性废物并对其进行分拣、压缩、灌浆。200L桶作为中间处理桶, 最终形成320L最终处置废物桶。

其主要流程为:

该系统的设计满足每天处理25个200L废物桶, 产生约4个320L废物桶。废物分拣和压缩系统的设计是基于经过认证的美国核电站当前运行的系统。

湿废物烘干系统:湿废物烘干系统功能是对核电厂运行产生的含水量较大的湿废物在超压前进行烘干处理。湿废物烘干设备每天能烘干处理4个200L桶装湿废物, 使其烘干后在一定时间段内无明显冷凝液析出。经烘干的废物可再由废物分拣压缩和灌浆系统处理, 最终转化成标准320L最终处置废物桶。

放射性洗衣房系统:放射性洗衣房系统用于对在核电站运行和检修期间放射性控制区内工作人员使用的衣物 (包括外衣、内衣、鞋子等) 进行洗涤去污后重新使用。

辅助系统:辅助系统用于支持SRTF作为独立核设施运行并保证各系统功能的完整性, 主要包括以下系统:

辐射防护和监测系统、转运和装卸系统、放射性分析实验室、电气系统、控制系统、暖通空调系统、压缩空气系统、水系统、消防系统等。

3 海阳核电厂SRTF放射性废物处理技术应用分析

海阳核电厂SRTF采用了国际上成熟并且具有广泛应用经验的放射性废物处理技术, 部分技术在国内是首次使用, 其中, SRTF的放射性废液处理技术具有可移动性、响应快速、处理工艺简单、二次废物产生量少等特点, 在设计中考虑了处理事故工况下产生的废液能力。SRTF放射性固体废物处理技术针对不同类型的废物采用不同的处理系统, 其处理能力基本可涵盖核电厂所以的放射性固体废物, 与国内目前普遍采用的固体废物处理技术相比具有工艺简单、减容比高、最终需处置废物量低等特点。总体而言, 海阳核电厂SRTF放射性废物处理技术在国内具有较好的应用前景。

参考文献

[1]HYG-CTS-M4C-ES001REV.A Radioactive Liquid Treat-ment System Mass and Activity Balance.[1]HYG-CTS-M4C-ES001REV.A Radioactive Liquid Treat-ment System Mass and Activity Balance.