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M310型核电站给水泵配置优化探讨

1引言给水泵是核电站的重要部件,其运行的可靠性和经济性直接影响到核电站的效益。大亚湾核电站自投入商业运行以来,由于给水泵设计、制造缺陷及控制系统故障和给水品质的原因,使给水泵多次出现了故障,导致1#机组两次跳闸,给业主造成了巨大的经济损失。岭澳一期吸收了大亚湾的经验反馈,对给水泵的配置进行了改进,但受当时的条件限制,改进后的方案虽然避免了双重故障停堆的可能性,但经济性并非最佳。随着我国核电的大发展,有必要对M310型核电站的给水泵优化配置进行研究,本文对此进行了初步探讨。2岭澳一期给水泵优化配置的背景及结果岭澳一期的给水泵配置方案,是在大亚湾核电站运行经验的基础上提出的。岭澳一期与大亚湾核电站给水泵配置最大差别在于单台汽动给水泵的最大输出功率由大亚湾时的65%增加到了75%,备用电动泵的容量未作改进。岭澳一期汽动泵最大输出功率的增加是在对大亚湾核电站给水泵运行经验反馈研究的基础上,由当时的常规岛主供应商GECA和核岛主供应商FR...  (本文共5页) 阅读全文>>

《辐射防护》2015年S1期
辐射防护

M310机组蒸汽发生器传热管泄漏率与监测报警阈值的匹配分析

在核电厂正常运行期间,蒸汽发生器传热管破损时有发生,这将导致主冷却剂的放射性核素由蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏并造成二回路系统的污染。而蒸汽发生器排污或二回路系统本身存在的泄漏都会导致放射性释入环境中,如果传热管破口过大,将会导致停堆维修,这就需要对蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏进行实时的监测。蒸汽发生器排污水γ活度监测通道和蒸汽发生器中16N和总γ活度监测通道都属于事故后监测系统(PAMS)辐射监测通道,并符合冗余及多样性的考虑,即采用不同的测量方法,监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏[1]。由于监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏率对核电站二回路放射性流出物的释放产生很大的影响,根据单一故障准则,PAMS辐射监测通道在设计中采取监测通道多重设置,其电源由独立的两列(A、B列)供电,并用柴油机和蓄电池供电,用实体隔离等措施。每个监测通道的就地处理显示箱有三种报警功能,一种用于探测器、电源或线路故障报警,其他两级报警用于放射性水平...  (本文共4页) 阅读全文>>

《自动化与仪器仪表》2014年09期
自动化与仪器仪表

M310核电机组影响蒸汽发生器液位测量通道的因素分析

0引言蒸汽发生器(SG)是核电厂一回路的重要设备之一,主要作用是将一回路中水的热量传递给二回路的水,使其汽化形成饱和蒸汽推动汽轮机做功,同时蒸汽发生器与压力容器和一回路管道共同构成防止放射性外溢的第二道屏障,而蒸汽发生器液位测量通道则用于监测SG充水、放水、湿保养以及事故工况等水位大幅度变化时SG的水位,同时用来显示、控制热态下SG的水位,并将信号传送到保护系统,四取二低水位逻辑提供低水位停堆保护,以对付热阱丧失事故,四取二高水位逻辑提供高水位汽轮机停车保护,使汽轮机免受过量含水量的伤害,所以蒸汽发生器液位测量通道能否稳定工作,将直接影响核电厂安全稳定运行。1蒸汽发生器水位测量简介M310核电机组每台蒸汽发生器有6个用于测量液位的远传液位变送器,其中2个宽量程变送器用于监测SG充水、放水、湿保养以及事故工况等水位大幅度变化时SG的水位,4个窄量程变送器用来显示、控制热态下SG的水位,并将信号传送到保护系统。1.1仪表功能宽量程变...  (本文共4页) 阅读全文>>

《核动力工程》2013年05期
核动力工程

M310堆型核电站役前检查与系统水压试验实施时机探讨

1前言秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)和福建福清核电厂一回路主设备为:1台反应堆压力容器(RPV)、3台蒸汽发生器(SG)、3台主泵、1台稳压器和相应的系统管道,其设计、建造遵照标准RCC-M进行,役前检查和在役检查遵循标准RSE-M实施。业主单位根据核电工程现场工程建设计划安排,拟对役前检查的计划进行优化,将一回路主设备的全部或部分检验项目安排到一回路系统水压试验前实施。国内核电厂工程调试以往只安排SG传热管的涡流检查在一回路系统水压试验之前实施,而其他一回路检查项目均在系统水压试验之后实施。对役前检查的计划进行优化是否可行、是否满足规范标准的要求、是否会带来不可接受的影响是值得关注的问题,有必要通过对相关导则、规范的理解以及役前检查在水压试验之前和之后进行可能带来的影响分析,对一回路设备部件役前检查与系统水压试验的先后次序关系进行探讨。2压水堆核电站机组在役、役前检查及水压试验规范分析目前国内M310型压水堆核电厂机组的...  (本文共4页) 阅读全文>>

《核动力工程》2015年02期
核动力工程

M310型核电厂在役检查的改进和优化

0引言为保证核电厂的安全运行,必须对核电厂安全重要相关机械设备的材料性能和结构完整性进行定期检查,即核电厂在役检查。我国M310型核电机组的在役检查目前遵照核安全导则HAD103/07和法国在役检查规范RSE-M(1997版+2000补遗)执行。HAD103/07参照国际原子能机构(IAEA)相关导则编写,对核电厂在役检查的范围、检查结果的评价、检查技术等作了指导性说明;RSE-M规范是基于法国核电实践,对检查对象、检查周期和检查方法的规定十分详尽,具有很好的可操作性。本文结合我国M310型机组在役检查的多年实践和审评经验,对RSE-M规范中的个别技术条款进行探讨,同时总结国内核电机组在役检查活动中的实践经验,介绍风险指引型在役检查(RI-ISI)在核电厂在役检查上的应用。1在役检查方法的优化RSE-M规范中针对检验项目规定的检验方法不一定是最有效、最合理的技术手段。例如对于铁磁性(碳钢)材料,磁粉检查能够探测出表面或近表面缺陷...  (本文共4页) 阅读全文>>

《核科学与工程》2017年06期
核科学与工程

M310及改进型机组运行阶段共性问题研究

(Nuclear and Radiation Safety Center,Beijing 100082,China)截至2016年3月31日,我国运行的核电机组已有31台。其中,绝大部分是压水堆堆型,而在这些压水堆中,大部分是M310机组及其改进型。从最早引进的大亚湾1、2号机组到现在,改进型机组在我国已有20多年运行历史,积累了丰富的运行经验。在长期的运行经验积累中也发现了M310型机组存在的诸多共性问题。这些问题不仅涉及技术规格书的不合理规定,如PTR乏燃料水池要求在净化期间也不能中断冷却;也涉及不合理的设计导致运行阶段安装、维修困难;还包括在运行中发现的设计时未曾考虑的系统间相互作用导致的缺陷等。这些共性问题普遍存在于M310型机组及其改进型机组中,其中一些已经找到完善的解决方案并在实施,也有一些在搜集、分析之中。共性问题的识别和解决不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导...  (本文共6页) 阅读全文>>