核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本
核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文本

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理示范文

In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each

Link To Achieve Risk Control And Planning

某某管理中心

XX年XX月

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化

管理示范文本

使用指引:此管理制度资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进,同时考虑各个环节之间的关系,每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划,并将危害降低到最小,文档经过下载可进行自定义修改,请根据实际需求进行调整与使用。

摘要:在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管

理文献资料的基础上,介绍了仪控电缆的组成及老化机

理,叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等

方面的内容,希望对国内开展此项工作有所帮助。

仪控;电缆;老化;安全壳;核电厂

Abstract: Based on surveying the documents of

the management of ageing of in-containment

instrumentation and control cables used in NPPs, this

paper briefly

introduces the I&C cable construction and

degradation mechanism, and describes

such aspects as the environmental qualification, condition monitoring methods,

life prediction etc. of I&C cable, which, as authors hope, will be helpful for

launching the research in this field in China.

Key words: Instrumentation and Control; Cable; Ageing; Containment; NPP

随着核电厂数量的增加及运行时间的延长,核电厂设备的老化效应越来越引起人们的关注,如何对核电厂的老化实施有效管理、确保在役核电厂的安全性和可靠性,引起了国际原子能机构(IAEA)和世界核电大国的严重关注,并已开展了广泛的工作。作为核电厂安全重要部件之一,安全壳内仪表与控制电缆的老化评估与管理也得到了深入的研究,取得了较多的研究成果。IAEA和国际主要核能机构已发表了不少专题报告[1]-[4]。

我国的秦山、大亚湾核电厂投入运行已有10多年的历史,虽然运行时间不是很长,但已面临安全壳内仪控电缆的老化问题,随着服役时间的增加,这一问题会更加突出。目前,国内还没有对安全壳内仪控电缆老化评估及寿命管理的系统研究,笔者在相关文献资料的基础上,介绍核电厂安全壳内仪控电缆老化管理的内容,以期对开展这项工作有所帮助。

1 仪控电缆及其使用环境

核电厂包含了成千上万公里不同型号及规格的电缆,这些电缆构成了中压动力回路、低压动力回路、控制回路、仪表回路、接地回路等,表1为双机组核电厂各种回路的分布情况

1.1 仪控电缆的用途及组成

仪表电缆是一种低压、低容量的电缆,连接各种各样的变送器、传感器,传输数字或模拟信号;控制电缆也是

低压、低容量的,应用于控制开关、泵、阀门等的操作机构、继电器和接触器的控制回路。

构成仪控电缆的主要部分有:导体、绝缘材料、屏蔽、护套、多芯导体间的填充物、外部包扎带。所谓电缆的老化,指的是电缆结构中有机材料的老化。虽然填充物和外部包扎带也是有机物,但对电缆老化的影响并不大,因此,研究的重点是针对绝缘材料和护套。

电缆所使用的绝缘体和护套的组成是由一些添加剂和填料合成的聚合材料,在核电厂中,仪控回路使用乙烯基、丙烯基合成的橡胶,玻璃纤维,以及以氯磺化聚乙烯、聚乙亚胺等为绝缘材料的电缆。

1.2 仪控电缆的工作环境

安全壳内部仪控电缆放置在不同的使用环境下,最重要的影响因素是自然环境,主要是有氧气存在时温度、湿度、核辐照的影响,温度、湿度、核辐照的值应从设计文

件中取得。

在正常运行情况下,安全壳内不会受到湿度的影响。辐照的影响可从相关技术数据中获得,在40年时间内,正常运行情况下,安全壳内辐照的最大累计值为3×107rad。安全壳内的仪控电缆一般不会受到震动的影响,除非有特殊要求,否则,不考虑由于震动引起的老化问题[5]。

2 电缆的老化机理

在现场环境下,电缆的绝缘和护套等聚合物材料随着时间的推移会发生各种缓慢的、不可逆的化学变化和物理变化,这些变化就是电缆的老化过程。从宏观上来看,表现为材料的延伸率降低,即材料的抗拉强度减弱;护套材料的硬度或抗压模量增大;材料的密度增加;电气性能改变(如介质损耗增加)。

电缆的老化机理可分为影响分子结构的化学老化机理和影响材料混合物成分的物理老化机理。

2.1 化学老化机理

(1)高分子链断裂:一个高分子链断裂为2个或多个新链,一般为烷氧基或过氧化根断链,导致物质性质的改变。

(2)交联反应:在2个相邻高分子间共价键的结构发生交联,使原先物质的有效成分减少。

(3)氧化反应:这是一种自由基的链式反应,在氧化反应开始阶段,在温度和辐照的影响下,由于共价键的断裂而产生反应性物质,即自由基,氧化反应既导致断链,又生成交联,这取决于氧化链式反应过程中各阶段的分子运动情况,它随着聚合物中添加剂的不同而不同。

(4)氧扩散控制过程:聚合材料中自由基的初速率大于溶解氧扩散的速率时,老化快慢由氧扩散来控制。

(5)协同效应:当各个环境因素的综合影响大于其各个单一影响之和时,会产生这种效应,如对聚合物而言,

既受热,又受到辐照。

2.2 物理老化机理

(1)增塑剂蒸发:材料表面的增塑剂向周围的空气中挥发,其留下的空隙又被由材料的核心向表面扩散的增塑剂所填塞,这2种挥发和填塞的分子运动并存,强弱由温度所决定。

(2)增塑剂迁移:在使用增塑材料的多层电缆中,增塑剂在不同材料层间迁移,直到各层材料中的增塑剂达到均衡状态。

3 环境鉴定

为了保证电缆的设计裕度,必须采用环境鉴定的方法,通过加速老化试验,模拟电缆在运行寿期末经受设计基准事件,验证电缆可以保证其功能,从而证明电缆在服役期的可靠性能。许多国家环境鉴定依据的标准是IEEE-323[6]、IEEE-383[7],前者是针对核电厂所有1E级设备

的一个通用的标准,后者叙述了针对1E级电缆的试验方案。

3.1 加速老化试验

在正常运行时,湿度、化学物质等对电缆的老化影响很小,加速老化试验是模拟电缆在实际运行中受到的热、辐照等环境因素,表3为主要核电大国进行热老化和辐照老化的试验条件[8]。

不管是热老化还是辐照老化,试验容器都是通风的,这样可以模拟安全壳内氧气的存在。

(1)进行聚合物的热老化,普遍应用Arrhenius方程:

ts/ta=exp[Ea/B(1/Ts-1/Ta)]

其中:Ts为在役温度,Ta为加速老化温度,ts为对应于在役温度Ts的老化时间,ta为对应于加速老化温度Ta 的老化时间,Ea为活化能,B为波尔茨曼常数。

Arrhenius方程既可用于在给定的测试时间下求取加速老化温度,也可用于在给定的加速老化温度下求取测试时间。但该方程受制于以下3个条件:老化仅由单一化学反应所引起;就是对同一种材料,在不同的温度范围内,其活化能是不同的;通过在不同温度和时间范围内对材料的样本进行试验,得到诸如老化时间及温度条件的试验参数。这样,某一材料在一定范围内的时间与温度的对应关系外推至另一范围时,有可能不一定成立。

确定活化能的精确值是加速老化试验的关键,除了通常采用的伸长测量法之外,还有微观量热法、气体分析法、化学发光法等。

(2)对大多数有机材料而言,辐照的影响仅与材料受到的辐照总量有关,而与辐照率及种类无关,这就是等量剂量/等量损伤的模式。辐照老化采用伽玛源,如钴60,在辐照率不大于1Mrad/hr的情况下,针对正常运行条件,

加速老化剂量可达50Mrad。如果不止一种放射源,则可依此进行试验。

(3)对大部分材料来说,对其进行热老化及辐照老化的试验并没有严格的先后次序,一般来说,先进行热老化试验,再进行辐照老化试验,然后是主管道破裂(MSLB)及失水事故(LOCA)条件下的试验。

在某些情况下,如有氧环境,对于某些材料如PVC制成的护套,加速老化时要考虑辐照率和老化次序的协同效应的影响。氧气对老化的作用很显著,在试验容器中,要保证氧气的供给。 3.2 设计基准事件试验

经过人工老化的电缆应能承受最严重的设计基准事件,如LOCA、HELB、MSLB,在这些事件中,将会受到高能辐照、热的气体或蒸汽、喷水、化学溶液以及其它流体的作用。下面介绍LOCA试验的情况。

(1)在热老化过程完成之后,电缆需承受整个服役期

应受到的辐照加上LOCA时的辐照量,即50Mrad加上150Mrad,辐照速率在1Mrad/hr之内,一般也使用钴60作为放射源。被照射过的试样在特别设计的压力容器中进行试验,以承受发生设计基准事件时产生的压力、温度、湿度以及喷出的化学物质。不同种类的反应堆,LOCA的环境条件变化很大,就是在同一个安全壳内,各个部位的LOCA的环境条件也不一样,如果实际情况有所不同,可以做出相应的调整。

(2)在LOCA试验之后,应能承受IEEE-383中规定的耐压试验。

4 状态监测

环境鉴定是目前证明核电厂内电缆可以完成其设计使用功能的通用的方法,但是,由于受试验条件的限制以及存在的不确定因素,环境鉴定中的加速老化试验是建立在一些假设条件之上的,因此必然带来一些鉴定结果与实际

核电厂老化和寿命管理(DNMC戴忠华)

核电厂老化和寿命管理 戴忠华刘鹏 大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC) 518124 摘要本文概述了IAEA对核电厂老化管理的基本要求和所推荐的实施老化和寿命管理的方法;介绍了DNMC实施老化和寿命管理的工作方法和实践。文章指出老化和寿命管理工作首先要将精力集中在核电站的关键设备上,然后逐步扩大范围;并且随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。 关键词核电厂老化寿命管理 1.概述 通常,核电站的设计寿命为40年。目前,一些国家早期建造的核电站已经接近它的设计寿命,为了延寿到60年寿命,必须对核电站进行全面的安全和经济评估,以及相关的改造。但是,仍然有一部分核电站由于在建造和运行阶段,没有实施良好的老化管理,而被迫退役,例如美国,这部分退役的核电站将占美国核电站总数的20%左右。 从而,20世纪80年代后,如何在核电站实施有效的老化和寿命管理成为了一个国际关注的课题。各个国家都在这方面注入了大量精力进行研究和改进,对于保证核电站安全裕度、挖掘核电站的经济潜力、提高核电竞争力方面做出了重要贡献。其中,IAEA为了规范化老化和寿命管理工作,在吸取了各个国家的的良好实践后,归纳和总结出了一套系统的老化和寿命管理方法,并且编写成了技术导则,为国际上老化和管理的开展奠定了坚实的基础;美国NRC制定了一系列法规要求,为核电站老化管理提出了明确具体的要求,规范核电站老化管理工作的开展。 在十年安全审查中,大亚湾核电按照核安全局的要求,对核电站的老化管理状况进行了认真的审查,通过本次审查中发现的不足,结合国际先进的经验和良好实践,开展了一系列活动,以求不断完善核电站老化和寿命管理体系。 2.老化和寿命管理的方法 IAEA核电厂寿命管理技术工作组(TWG-LMNPP)依据成员国的建议,推荐实

核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式)

编订:__________________ 单位:__________________ 时间:__________________ 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的老化管理(正式) Standardize The Management Mechanism To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level. Word格式 / 完整 / 可编辑

文件编号:KG-AO-4606-62 核电厂安全壳内仪表与控制电缆的 老化管理(正式) 使用备注:本文档可用在日常工作场景,通过对管理机制、管理原则、管理方法以及管 理机构进行设置固定的规范,从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作, 使日常工作或活动达到预期的水平。下载后就可自由编辑。 摘要:在调研国际上核电厂安全壳内仪控电缆老化管理文献资料的基础上,介绍了仪控电缆的组成及老化机理,叙述了仪控电缆的环境鉴定、状态监测、寿命评估等方面的内容,希望对国内开展此项工作有所帮助。 仪控;电缆;老化;安全壳;核电厂 Abstract: Based on surveying the documents of the management of ageing of in-containment instrumentation and control cables used in NPPs, this paper briefly introduces the I&C cable construction and degradation mechanism, and describes such aspects as the environmental

1核电厂仪表与控制

核电厂仪表与控制 第一章: 1.压水堆核电厂主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统和其他辅助系统组成。 2.核电厂仪表与控制系统的功能可以归纳为三种:监视功能、控制功能、保护功能。 3.控制功能包括: 1)反应堆控制系统:包括反应性控制、功率水平控制和功率分布控制。 2)蒸汽旁路排放控制系统:为了解决核岛和常规岛发生功率失配而设置的,它是功率控制系统的辅助系统,在常规岛发生短暂事故时,为了不使反应堆停堆,可将其功率由蒸汽旁路排放系统吸收。 3)稳压器压力和液位调节系统:为了调节维持一回路的工作压力不变,同时能保持一回路内水温和化学成分的均匀性。 4)蒸汽发生器水位调节系统:作用是保证使蒸汽发生器二次侧水位维持在整定值上,以便消除各种扰动,保证二回路系统的正常运行。 5)汽轮机调节系统:通过调节汽轮机进气阀对机组实施功率控制和频率控制等。 4.对安全级设备,必须制定清晰、完整、明确的技术规格书,在设计、制造、安装和运行的全过程都根据此规格书检查仪表及其供电设备。 第二章: 1.自动控制是一门理论性很强的工程技术学科,自动控制原理是该学科的基础理论。所谓自动控制就是在没有人直接参加的情况下,利用控制装置使被控制对象自动地按照预定的规律运行或变化。 2.如果系统的输出量与输入量之间不存在反馈,则叫做开环控制系统。凡是系统输出量对控制作用能有直接影响的系统,都叫做闭环控制系统。 3.一般闭环控制系统:P9 4.阶跃相应的几个动态性能指标: 调节时间Ts:也称为过度过程时间。指响应曲线从输入信号开始,到最后进入偏离给定值的误差为±5%(或±2%)范围为Δ,并且不再越出这个范围的时间,记作Ts.调节时间是衡量控制系统快速性指标。 衰减比n和衰减率φ:衰减比表示振荡过程衰减的程度,是衡量过度过程稳定程度的动态指标。 5.前馈控制的原理是:当系统受到扰动时,立即从扰动作用取得信息,并以此通过控制器产生控制作用,以消除扰动时被控制量的影响。 6.在DDC系统中,除了被控制过程、检测变送器和执行器以外,就是由硬件部分和软件部分构成的计算机系统。 7.集散控制系统又称分布式控制系统,该系统以网络为基础,采用分布式结构,将控制功能分散,而把操作管理和显示功能集中。它由现场控制站、操作站和高速通信总线等组成。 第三章: 1.核功率是与反应堆的平均中子注量率成正比,而在反应堆中,中子注量率是空间位置的函数。定义:在核电厂中,反应堆释放出来的能量传给了冷却剂,所以,反应堆的热功率,就是由反应堆核燃料提供给冷却剂的总功率。 2.气体探测器的工作原理:以气体探测器的工作原理为基础,气体探测器是一个圆柱形内部充气的密闭容器,容器内有两个相互绝缘的电极,金属圆筒是阴极,圆筒中心的金属丝是阳极,两极之间加有直流高压,当带电粒子,如α粒子在穿过容器内的气体时,可以使其电离产生自由电子和正离子(即离子对)。离子对在极间电场的作用下输出电信号,可以被测量。信号大小能反映粒子能量的强弱。

核电厂老化管理的内容(通用版)

核电厂老化管理的内容(通用 版) Safety management is an important part of enterprise production management. The object is the state management and control of all people, objects and environments in production. ( 安全管理 ) 单位:______________________ 姓名:______________________ 日期:______________________ 编号:AQ-SN-0301

核电厂老化管理的内容(通用版) 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵

循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序:放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责,制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施,并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。

核电厂老化管理的内容(新编版)

When the lives of employees or national property are endangered, production activities are stopped to rectify and eliminate dangerous factors. (安全管理) 单位:___________________ 姓名:___________________ 日期:___________________ 核电厂老化管理的内容(新编版)

核电厂老化管理的内容(新编版)导语:生产有了安全保障,才能持续、稳定发展。生产活动中事故层出不穷,生产势必陷于混乱、甚至瘫痪状态。当生产与安全发生矛盾、危及职工生命或国家财产时,生产活动停下来整治、消除危险因素以后,生产形势会变得更好。"安全第一" 的提法,决非把安全摆到生产之上;忽视安全自然是一种错误。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环

核电厂仪表与控制

1.核电厂控制分为两部分:反应堆功率控制 过 2.过程控制主要是指对热传输的压力液位、流 等控制以及二次冷却剂和汽轮机及旁排 等的控制。 3.调节核电厂功率的手段有功率补偿棒组 调节棒组硼溶液的稀释和加硼 4.大多数核电厂功率运行的控制方案采用的是 平均温度的折中方案 5.控制棒根据用途的不同,分为安全棒补偿棒 调节棒 6.稳压器压力调节的控制手段有 稳压器水空间内电加热器 的加热、稳压器顶部的喷雾器的冷却、安全阀组的 保护排放 7.蒸汽发生器水位受到很多因素影响,它取决于反应堆冷却剂温度、蒸汽流量、给水温度和给水流量 8.正常情况下,蒸汽发生器给水流量由给水泵_______ 和给水 调节阀控制,蒸汽流量则取决于向汽轮机输送的蒸汽 流量,但此流量还受到回路传递热量而产生的 蒸汽产量限制。 9.汽轮机调节系统通过调节汽轮机讲汽阀来调节

1.核电厂控制分为两部分:反应堆功率控制 过

10.通过调节汽轮机进汽阀对机组实施 功率控制、频率控 字 转换为模拟量 拟量 转换为数字量 。 13.计算机系统把连续变化的量变成离散的量就必须进行采 样,采样频率是否越高越好?为什么? 经验告诉我们,采样频率越高,取样结果的离散模拟信 号转换成的数字信号就越接近输入模拟信号,但是,如果采 样频率过高,在实时控制系统中将会把许多宝贵时间用在采 样上,而失去了实时控制机会。 频率不小于模拟频谱的最高频率的 现场总线技术控制系统 16.DCS 英文和中文各是什么?并详述 DCS 的结构体系及其功 能。 Distributed control system 集散控 压力控制 应力控制 11.D/A 转换器称为 数字模拟转换器 ,它是把数 12.A/D 转换器称为 模拟数字转换器 ,它是把仝 14.采样定理也叫 香农采样定理 证明如果采样后的 信号可以精确的复原为原来的输入信号,则必须满足 采样 15.数字化计算机监控系统的类型, 随着技术的发展,基本可 以分为直接数字控制系统 集散控制系统 DCS 的结构

核电厂老化管理的内容标准范本

安全管理编号:LX-FS-A26871 核电厂老化管理的内容标准范本 In the daily work environment, plan the important work to be done in the future, and require the personnel to jointly abide by the corresponding procedures and code of conduct, so that the overall behavior or activity reaches the specified standard 编写:_________________________ 审批:_________________________ 时间:________年_____月_____日 A4打印/ 新修订/ 完整/ 内容可编辑

核电厂老化管理的内容标准范本 使用说明:本安全管理资料适用于日常工作环境中对安全相关工作进行具有统筹性,导向性的规划,并要求相关人员共同遵守对应的办事规程与行动准则,使整体行为或活动达到或超越规定的标准。资料内容可按真实状况进行条款调整,套用时请仔细阅读。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1 秦山第二核电厂废物流管理程序

核电厂仪表与控制思考题

一、核电厂仪表与控制系统概述 1、压水堆核电厂主要有哪些测量系统和控制系统? 测量系统:核仪表系统、堆芯中子注量率测量系统、反应堆堆芯温度测量系统、反应堆堆芯水位测量系统、控制棒棒位测量系统、汽轮机监测系统、电厂辐射监测系统以及压力测量系统、硼浓度测量系统、机械位移、转速和振动测量系统等 控制系统:反应堆功率调节系统、冷却剂平均温度调节系统、化学和容积控制系统、汽轮机调节系统、蒸汽旁路排放控制系统、稳压器压力调节系统、稳压器水位调节系统、蒸汽发生器水位调节系统、给水流量调节系统、发电机励磁调节系统和除氧器调节系统等 2、压水堆核电厂仪表与控制系统的主要功能是什么? 系统的功能:监视功能、控制功能、保护功能 3、压水堆核电厂仪表和控制系统的工作特点有哪些? (1)传感器工作环境恶劣:工作环境中子注量率高、温度压力高、安装空间狭小、要求抗震;(2)设置有安全系统:为保护反应堆安全设置有一系列专设安全系统(例:反应堆保护系统、安全注射系统、安全壳隔离系统、安全壳喷淋系统)必要时启动专设安全设施,保护堆芯安全;(3)核测量仪表的特殊性:a.核探测器输出信号幅值低,现场干扰大,常需采用一些特殊措施以提高信噪比;b.多数探测器都有很高的内阻,可以把他看成一个电流源。要求电路具有高的输入阻抗;c.要测量的中子注量率范围宽,用一种探测器和测量电路难于满足要求,需采用多种探测器;d.信号电缆长,工作环境恶劣,要求具有耐高温、抗辐照、抗干扰、低噪声和高绝缘特性; 4、压水堆核电厂仪控系统的设备在安全重要性上分哪些级?哪些属于安全级设备? 安全级设备;是完成反应堆安全停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳核反应堆排出热量所必须的,或是防止放射性物质向环境过量排放所必须的 安全有关的设备;在实现或保持核电厂安全方面起补充、支持或间接地作用 非安全重要设备。在实现或保持核电厂安全方面无明显作用 二、自动控制与调节基本知识 1、什么是开环控制系统?其优缺点是什么? 开环控制系统:系统的输出量与输入量之间不存在反馈。优点是装置简单、成本低、调节快;缺点是调节精度低,抗干扰能力差。 2、什么是闭环控制系统?其优缺点是什么? 闭环控制系统:凡是系统输出量对控制系统作用能有直接影响的系统,都叫做闭环控制系统。优点是控制精度高,抗干扰能力强;缺点是系统较为复杂,成本高,可能存在振荡现象。 3、请画出闭环控制系统的方框图,并说明其工作原理。

核电厂老化管理的内容

编号:SY-AQ-05699 ( 安全管理) 单位:_____________________ 审批:_____________________ 日期:_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电厂老化管理的内容 Contents of aging management in nuclear power plant

核电厂老化管理的内容 导语:进行安全管理的目的是预防、消灭事故,防止或消除事故伤害,保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中,虽然都是为了达到安全管理的目的,但是对生产因素状态的控制,与安全管理目的关系更直接,显得更为突出。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中

严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序:放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责,制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施,并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。 2三废处理方法和系统运行管理 秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法,含氢废气采

核电厂老化管理的内容(标准版)

( 安全管理 ) 单位:_________________________ 姓名:_________________________ 日期:_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 核电厂老化管理的内容(标准 版) Safety management is an important part of production management. Safety and production are in the implementation process

核电厂老化管理的内容(标准版) 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩打包后贮存在废物暂存库。 1秦山第二核电厂废物流管理程序 秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中

严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序:放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理 工业废物的管理 放射性废物进出控制区管理规定 以上程序规定了核电厂废物流的处理路线和各部门的职责,制定了放射性废气和废液排放过程的管理措施,并对固体废物的跟踪、分拣、打包、固化和在暂存库的贮存制定了切实可行的管理政策。 2三废处理方法和系统运行管理 秦山第二核电厂采用世界上成熟的三废处理方法,含氢废气采

核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆标准(2)

核电站用1E级(K3类)控制和仪表电缆 第2部分:额定电压300/500V核电站用1E级(K3类)仪表电缆1范围 本标准规定了额定电压300/500V核电站用1E级(K3类)无卤低烟阻燃A级仪表电缆的型号规格、技术要求、试验项目和方法、验收规则、包装和贮运。 本标准适用于额定电压300/500V核电站用1E级(K3类)无卤低烟阻燃A级仪表电缆。 2 规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版本均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版适用于本标准。 CST 74C 068 00 核电厂电缆技术规范 GB/T 2951.1—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第1节:厚度和外形尺寸测量-机械性能试验 GB/T 2951.2—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第2节:热老化试验方法 GB/T 2951.3—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第3节: 密度测定方法—吸水试验—收缩试验 GB/T 2951.4—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第1部分:通用试验方法第4节:低温试验 GB/T 2951.5—1997 电缆绝缘和护套材料通用试验方法第2部分:弹性体混合料专用试验方法第1节:耐臭氧试验—热延伸试验—浸矿物油试验 GB/T 3048.4-1994 电线电缆电性能试验方法导体直流电阻试验 GB/T 3048.6-1994 电线电缆电性能试验方法绝缘电阻试验电压—电流法 GB/T 3048.8-1994 电线电缆电性能试验方法交流电压试验 GB/T 3956-1997 电缆的导体 GB 5441.3—1985 通信电缆试验方法电容耦合及对地电容不平衡试验 GB 5441.6—1985 通信电缆试验方法串音衰减试验比较法 GB 6995.3-1986 电线电缆识别标志第3部分:电线电缆识别标志 GB 6995.5-1986 电线电缆识别标志第5部分:电力电缆绝缘线缆识别标志 GB/T 11026.1-2003 电气绝缘材料耐热性第一部分:老化程序和试验结果的评定

核电厂老化管理的内容(正式版)

文件编号:TP-AR-L8007 In Terms Of Organization Management, It Is Necessary To Form A Certain Guiding And Planning Executable Plan, So As To Help Decision-Makers To Carry Out Better Production And Management From Multiple Perspectives. (示范文本) 编订:_______________ 审核:_______________ 单位:_______________ 核电厂老化管理的内容 (正式版)

核电厂老化管理的内容(正式版) 使用注意:该安全管理资料可用在组织/机构/单位管理上,形成一定的具有指导性,规划性的可执行计划,从而实现多角度地帮助决策人员进行更好的生产与管理。材料内容可根据实际情况作相应修改,请在使用时认真阅读。 秦山第二核电厂废物流按照放射性可分为非放废 物流和放射性废物流两大类。非放废物流主要包括工 业废物、电站污水、循环冷却水等;放射性废物流包 括工艺废物流和服务废物两大类,而工艺废物流可分 为废气、废液和固体放射性废物,服务废物包括可压 缩和不可压缩或可燃与不可燃废物。 所有放射性废液均由核岛废液排放系统和常规岛 废液排放系统检测排放,放射性气体通过位于核辅助 厂房顶部的烟囱排放,固体放射性废物经固化或压缩 打包后贮存在废物暂存库。 1 秦山第二核电厂废物流管理程序

秦山第二核电厂废物流的收集、分类、贮存、处理、排放、固化、包装、运输和暂存等一系列管理活动除满足国家标准外,还遵循秦山第二核电厂的管理程序。 为了使废物流的处理和排放满足国家标准,除在系统的设计中严格执行国家标准外,秦山第二核电厂遵照国家环保部门和本地区的环境特点以及参考电站的经验制定了一系列运行和管理程序: 放射性废物管理大纲 放射性废气排放程序 放射性废液排放程序 放射性废液和废气系统的运行管理 废液和废气处理设备的一般运行原则 放射性固体废物的跟踪 放射性固体废物的管理

浅谈核电厂机械设备老化管理措施

浅谈核电厂机械设备老化管理措施 摘要:建筑物、机械设备以及它内部的系统部件老化,是指随着时间的变化和 使用后所发生的一些物理特性的变化。老化是一个复杂多变的过程,而核电厂的 老化会导致场内的防御系统遭到破坏和部分零件失效,机械故障的概率也会增高。本文将对核电厂机械设备老化管理的措施进行进一步的探讨和研究,为相关的工 作人员提供一些参考和帮助。 关键词:核电厂;机械设备;老化管理;措施 有效地老化管理可以通过协调流程和了解控制并利用监测内容,从而降低核 电厂部件或者建筑物老化效应的系统化的方法。目前较为有效的防老化方法叫做PDCA循环法,对于长期电厂运行,相关的问题和策略都可以进行安全性的评估,从而保证和电厂的整体安全性的稳定。 一、核电厂老化管理的实施步骤 (一)对老化的设备进行筛选 对核电厂的老化设备进行筛选,需要充分的考虑核电厂机械相关的系统设备 以及设计要求,并且找到机械设备的用材系统以及安全性能和具体的运行状况, 从而找到需要进行老化管理的设备。 (二)了解设备老化的理论基础 在进行需要老化管理的设备选择之后,还要了解每一个设备所需要用到的老 化机里,准确开发出有效而实用的监测和减缓设备老化的方法,从而对所选用的 设备进行进一步的老化管理研究。 (三)采用老化管理行动 要采取适当的老化管理活动,通过监督、维护以及运行中有效的监测和减缓 进行老化管理,从而更好地控制所选设备的老化和劣化程度。了解设备老化的理 论基础。 二、核电厂机械老化的机理研究 (一)核电厂机械设备老化的机理分析 老化机理的分析集中在制造安装、机械调试、运行检查、维修数据等等的基 础上,再结合相关的理论知识以及实践运行经验,通过仔细的检测从设备的组件 上找出设备老化的根本原因。机械设备的老化机理主要包含了机械在运作过程中 出现腐蚀、破碎、磨损、疲劳、脆化以及混凝土的质量降低等等各方面,还包含 了热老化、腐蚀破裂、腐蚀脆化等等具体老化的现象。 (二)机械设备的检测和老化评估 在设备进行监测和老化评估时,可以将设计阶段的设备状态和安装阶段的具 体状态进行进一步的确认,从而形成完善的科技系统的鉴定评估以及减缓的老化 管理技术体系。在核电厂运行期间,要严格进行监测和管控,包括振动型检测、 泄露检测和无损检测等等状态检测,就是确保和电厂能够安全运行的基础措施也 是核电厂,化管理的重要部分,只有对设备的老化状态进行实时的监测和评估, 才能够为减缓老化的措施提供有效的帮助。 (三)减缓设备机械老化的方法 为了减缓设备的老化现象,首先可以通过减少运行时的瞬态事件来缓解老化,缓解腐蚀时,可以通过控制水化学条件进行,定时进行机械表面的处理来缓解腐 蚀和裂痕的产生。其次可以通过降低反应堆压力容器的脆化方法,减缓设备老化

核电站仪表和控制设备可靠性及老化检测技术 安未

核电站仪表和控制设备可靠性及老化检测技术安未 发表时间:2019-09-17T10:08:52.857Z 来源:《电力设备》2019年第7期作者:安未[导读] 摘要:核电站控制设备可靠性及老化检测技术是中广核自主研发的针对核安全级控制设备,集检测、诊断、筛选、烤机及再鉴定的一体化技术及研发平台。 (辽宁红沿河核电有限公司辽宁 116319) 摘要:核电站控制设备可靠性及老化检测技术是中广核自主研发的针对核安全级控制设备,集检测、诊断、筛选、烤机及再鉴定的一体化技术及研发平台。该平台通过对核电站核级控制设备老化机理研究,自主完成设备可靠性及老化检测、元器件老化识别、设备失效根本原因分析等多种技术方法和手段,对核级控制设备出现的参数漂移、性能不稳定、裕度下降等问题进行综合分析,开发出具有自主知识产权的核电站核级控制设备可靠性及老化在线检测方法,建立了可靠性和老化检测标准,开发完成可靠性和老化检测诊断系统。本文对核电站仪表和控制设备可靠性及老化检测技术进行分析。 关键词:核电站仪表;控制设备;可靠性;老化检测技术 1可靠性及老化管理 仪控设备老化管理方法是对核电厂仪控设备实施老化管理,并准确评估仪控设备老化状态,确保核电厂仪控设备可靠性不会降低。通过识别与安全相关的仪控设备老化相关参数(例如参数漂移、响应性能变差),验证仪控设备的性能,建立获取数据的措施和方法。定期采集、分析仪控设备的性能数据,与验收准则进行比较。老化管理的基本方法应包含但不限于以下内容: 1)老化认知,了解老化是有效监测和减缓老化效应的基础。了解仪控设备的老化降质,应确定和理解其老化机理及效应,根据现场老化管理和实施经验,制定并不断完善老化管理技术规范; 2)老化监测,应研究并采用合适的监测方法对安全重要仪控设备进行监测。监测功能参数和状态指标,跟踪仪控设备的老化退化趋势;老化监测获取的数据用于对设备的老化评估,或用于评估采取的老化缓解措施是否合适; 3)缓解老化效应,实施必要的缓解措施来消除老化效应的影响,制定具体的仪控设备老化管理方法,确立“老化控制”计划,制定维修和更换策略。在仪控设备正常运行或维修过程中采取合适的措施预防潜在的性能退化,纠正不可接受的老化降质。 2机理认知 2.1老化效应 了解仪控设备的老化机理和由此产生的老化效应的方法是研究构成仪控设备的具体材料在其受到环境和运行应力影响下的反应。高温以及温度循环是电子元器件和电子设备老化的主要原因。元器件的失效率普遍使用浴盆曲线表示,如图1所示,用该图说明设备使用寿命的三个阶段: 1)早期失效阶段; 2)正常使用阶段; 3)寿期末阶段(耗损)。 图1 电子元器件失效率浴盆特性曲线 如图1,电子元器件在寿命早期失效阶段,失效的最大可能是最初的生产缺陷及组装和试验阶段引入的损害,这将导致设备出现早期失效,因此核电厂的重要仪控设备的备件需要进行烤机和检测。 2.2老化机理 仪控设备寿命与其内部所有元器件老化降质有关;最短寿命的元器件通常决定仪控设备的寿命。元器件“老化”实质是材料或设备的特性随时间发生变化。大多数情况下,一个电子元器件的寿命受限于绝缘材料老化,这是由于介电强度退化。此外,电子元器件的参数随时间发生变化,如漏电流或直流增益增大会加速这些元器件老化。许多物理应力会导致元器件老化,内部或运行应力,如电流、电压或电阻发热是电子元件的固有现象;外部应力,如环境温度、辐射、振动、冲击或其他机械和化学应力都会加速元器件的老化。 设备从正常状态向劣化状态变化过程中,中间存在某些能量壁垒。若以热等形式提供能量,使之超越该能量壁垒,将会加速劣化的变化过程。例如,材质的变质主要是化学变化,温度升高时一般会促进化学反应。故高温时,材质的故障频度增加,寿命减短。湿度因素对仪表控制设备的影响主要有在低湿度下设备或环境中易产生静电,影响或损坏电路;在高湿度下设备表面会产生水分子薄膜,同时会向内部扩散,可能导致物质阻抗、介电常数或机械性质发生变化;在温湿度急剧变化时,会产生结露现象,其后果与设备被水浸入类似。导致失效的外部原因经常与操作、储存、模块或部件的处理等有关。这些因素有: 1)电过应力(EOS:Electricaloverstress);

压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理

- 34 - 压水堆核电厂安全壳贯穿件老化管理 谢岱良 李鸿飞 李上元 王志敏 (广西防城港核电有限公司,广西 防城港 538001) 【摘 要】压水堆核电厂安全壳贯穿件是安全壳内外流体输送、设备或人员进出、电缆穿行等工作的关键部件,文章对贯穿件结构和材料进行阐述,从老化管理角度对压水堆核电厂安全壳贯穿件老化机理进行分析,包括腐蚀、疲劳、机械磨损,并开展基于戴明循环(PDCA )的管理,在对安全壳贯穿件老化机理充分认知的基础上提出管理策略。 【关键词】压水堆;核电厂;安全壳贯穿件;老化管理 【中图分类号】TL38 【文献标识码】A 【文章编号】1008-1151(2019)07-0034-04 Aging Management of Containment Penetrations in Pressurized Water Reactor(PWR ) Nuclear Power Plant Abstract: The containment penetration of pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant is the key component of fluid transportation inside and outside the containment, equipment or personnel entering and leaving, cable traversing and so on. The structure and material of penetration are described. The aging mechanism of PWR nuclear power plant containment penetration is analyzed from the perspective of aging management, including corrosion, fatigue and machinery. The management based on Deming Cycle(PDCA) was carried out, and the management strategies were put forward on the basis of fully understanding the aging mechanism of containment penetrating parts. Key words: PWR; nuclear power plant; containment penetration; aging management 1 引言 安全壳作为核电厂的第三道安全屏障,必须保证具有足够的强度和密封性能,在正常运行期间和事故工况下防止放射性物质泄漏至外界环境中。贯穿件预埋在安全壳中,属不可更换部件,对核电厂的安全、稳定运行担负着重要的作用,是核电厂安全运行的重要保障之一[1] 。国内外曾发生多起贯穿件老化事件,如点蚀和应力腐蚀开裂的事件,以及由于密封材料不合格、老化或安装缺陷造成的贯穿件密封性试验不合格[2-7]。借助有效系统的老化管理方法,可及时发现和缓解老化,提高贯穿件的安全性与可靠性。 2 安全壳贯穿件结构 贯穿件将贯穿管路与安全壳混凝土中预埋的锚固套筒连接,并与安全壳内外侧的管道相连,在各种工况下管道所承受的载荷经贯穿件传递给安全壳,起着系统管道固定支架的作用。贯穿件根据作用类别分为管道贯穿件、燃料传输通道、人员闸门和设备闸门、电气贯穿件。 贯穿件的材料多种多样,大部分为碳钢和不锈钢,碳钢材料有P265GH 、P280GH 、TU42C 、A42AP 、Q235C 等,不锈钢材料有Z2CN18.10、Z2CND18.12N 等。 2.1 管道贯穿件 管道贯穿件主要由封头、安全壳套管、保护套管、插入板等部件构成,根据其结构可分为直埋贯穿件和带套筒贯穿件,管道贯穿件典型的结构示意图如图1所示。 图1 管道贯穿件结构示意图 2.2 燃料传输通道 燃料传输通道是燃料传输的唯一管道,其典型结构如图2所示。钢制套筒(CE )为预埋在安全壳混凝土中,该套筒的 总第21卷239期 大 众 科 技 Vol.21 No.7 2019年7月 Popular Science & Technology July 2019 【收稿日期】2019-05-13 【作者简介】谢岱良(1983-),男,广西防城港核电有限公司工程师,从事性能试验及技术管理方面的研究。

核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践 吴军

核电厂仪控设备的可靠性及老化管理研究与实践吴军 发表时间:2019-08-26T16:38:42.660Z 来源:《建筑学研究前沿》2019年10期作者:吴军[导读] 经过在核电站的实践验证,采用白名单技术防护的网络区域可以有效防止恶意软件的破坏,阻止恶意报文的传输,从而保护核电厂仪控系统的安全。 福建福清核电有限公司福建福清 350300摘要:核能行业网络安全事件暴露了核电厂仪控系统缺少网络、主机、应用、数据等各方面的网络安全防护手段,一旦发生网络安全事件后果严重。基于对核电相关网络安全标准的分析,研究了白名单策略与黑名单策略的技术差异,提出了在核电厂场景应用白名单防护策略的工作方向。详细分析了程序白名单、外设白名单、工控协议白名单、工控行为白名单的基本概念、技术特点和实际应用场景;描述了 白名单防护策略的具体实施方案,包括规划、设计、验证、实施和维护5个步骤,并在实际的核电站进行产品部署。经过在核电站的实践验证,采用白名单技术防护的网络区域可以有效防止恶意软件的破坏,阻止恶意报文的传输,从而保护核电厂仪控系统的安全。 关键词:核电厂;仪控系统;可靠性 引言 核电作为一种新型的清洁能源,对核电的开发有利于改变我国的能源结构,改善环境,也有利于我们国家的安全发展。我国核电事业的发展将会持续进行。为了配合我们国家核电行业的发展国家也下发了相关课题。本篇文章就旨在研究中国核电设备的可靠性标准体系以及分析需求,找出核电设备行业当前可靠性标准体系建设的不足,结合核电设备的实际需求,为中国核电设备可靠性标准体系需求提供一些建议。 1仪控设备老化机理研究 仪控设备寿命与其内部所有元器件老化降质有关,最短寿命的元器件通常决定仪控设备的寿命。元器件“老化”的实质是材料或设备的特性随时间发生变化。大多数情况下,一个电子元器件的寿命受限于绝缘材料老化,这是由于介电强度退化。此外,电子元器件的参数随时间发生变化,如漏电流或直流增益增大会导致这些元器件老化。许多物理应力会导致元器件老化,如电流、电压或电阻发热是电子元件的固有现象。外部应力,如环境温度、辐射、振动、冲击,或其他机械和化学应力都会加速元器件的老化。高温以及温度循环也是电子元器件和电子设备老化的主要原因。但并不是所有失效都与老化相关,也会有其他原因,如器件制造质量或设计缺陷。限于篇幅,本文仅简要分析两种典型仪控设备的老化失效机理作为参考。 1.1电解电容 电解电容的主要老化机理是电解液通过端盖的密封泄漏,这是一个与橡胶密封有关的特殊问题,如果橡胶性能严重降质,会形成电解液泄漏通道。当温度为20℃时,一个典型的电解电容的老化过程可能需要10年(根据制造的工艺和材料品质,寿命有所不同),高温则可加快这个老化过程。温度(环境)、电压和纹波是导致电解电容故障的诱导因素,会加速电解液蒸发。电解液的流失增大了等效串连电阻,减小了电容容量,最后电容会因开路或短路而失效。 1.2中子通量探测器 堆芯外探测器一般根据电离原理运行,堆芯内探测器通常由含有镀铀电极的裂变室构成。中子通量探测器的使用寿命要一般小于反应堆的寿命,探测器属于耗损部件,需要定期更换,老化机理主要与探测器的类型有关。制造工艺也对老化机理有着重要的影响,如制造缺陷造成电离室的密封和绝缘退化,导致泄漏和中子通量测量异常。计数器对气体质量特别敏感,若气体中存在杂质或湿度,会改变传感器的特性。杂质有可能是传感器制造期间进入的,湿度可能是测量室泄漏引起的。电离室探测器的退化主要与敏感涂层(例如硼)的退化有关。敏感涂层属于耗损部件。通常这类传感器作为源量程探测器可能具有5~8年的运行寿命,作为中间量程或功率量程探测器可能有10~20年的运行寿命。 2仪控设备可靠性及老化管理方法 2.1核电设备可靠性分析方法 传统的可靠性分析是建立在很多数据基础之上的。如今我国核电事业发展快速,虽然新建的机组很多,但是在运的机组却很少,所以这就导致我们能够分析的设备对象很少,很多核电设备的可靠性都非常高,也导致失效数据非常的少。这种状况之下,很多的设备部件不能够依靠传统的可靠性分析方法,需要结合外部失效,行业失效率以及数据并运用数学方法加以分析。对于核电设备可靠性分析的需要,建立一个分析体系。设备部件可靠性的定量分析结果,作为系统的可靠性定量分析输入,这就能够很大范围的提高设备可靠性分析的准确率。部件可靠性定量分析的主体就是设备的主要部件,所以在确定了失效分布的类型之后结合每个输入数据来判断选择合适的分析方法。一般来说,核电站实际的运行的部件在投入运行之前就已经经过了实验与调试阶段,而这两个阶段也在过程当中经过了失效的过程,所以说,在设备实际运行的时候,设备设计的寿命已经到达或者接近时,设备部件已经处于损耗时期,这个时期之前部件都处在偶然的失效期内。如果实际的工作状况比设计的要恶劣时,设备的损耗时期就会提前,时间会缩短。与此同时还能依据数据来判断设备的寿命时期,当设备发生故障的几率低或者是发生的时间很分散,这时设备部件就会处于寿命的偶然失效时期,但是设备部件如果在某个时间段内有很多的失效问题时,部件就处于损耗时期了。核电设备可靠性标准体系分析方法是设备部件可靠性分析里,特别是几乎没有失效数据时,来保证分析的准确度的重要环节。相同的数据,如果选择的分析方法不一样,那么所得到的结果也会有很大的差别。这种差别可能是数量级的。在选择分析方法的时候,要结合核电行业的发展状况,失效情况,数据的特征,实际情况多个角度来考虑。当有核电厂家或者专家机构发表的核电设备的都可以使用的失效率后,可以综合考虑电厂的失效数据,核电厂的部件运行的具体状况来修改更正;当不存在核电厂的失效数据与外部失效数据时,可以通过核电厂的设备运行的数据来对通用失效率进行在r等于0的情况下的修改更正;当存在上述的失效数据时,根据数据的多少来进行选择:如果数据比较少,那么可以通过电厂运行数据对通用失效率进行r不等于0情况下的修改更正;如果数据比较多,那么可以通过经典的设备可靠性评估方法来对其进行分析。在这种情况下,还需要根据设备失效数据是否为完全的失效数据,来判断采用极大似然估计方法分析还是使用非完全失效数据适用的最小二乘平均秩次方法进行分析。 2.2可靠性及老化管理目标与组织机构

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