核电厂常规岛系统首次启动的冲洗和供水.doc

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核电厂常规岛系统首次启动的冲洗和供水

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【摘要】常规岛系统停运之后的冲洗在常规岛系统启动之前是一个耗时耗工的任务。如果冲洗不合理或提前量不够,甚至会延误主线。因此需要合理的安排和分配,从而让冲洗工作高效,有条不紊的进行。本文从方家山常规岛系统首次启动为例,分析在不同的情况下各种冲洗和供水方案的可行性和合理性,并对目前设计的冲洗和供水回路不足之处提出了整改建议。

【关键词】冲洗;供水;水质;净化

方家山2号机组第二阶段热态试验结束后,二回路处于长期的充氮保养状态。并存在多处的开口检修工作,因此,常规岛工艺回路的冲洗,成为耗时耗工的工作。方家山常规岛工艺回路的设计以凝结水供应系统(CEX)向外发散多路冲洗管线。如CEX系统至除氧器(ADG)、CEX系统至高压加热器系统(AHP)等。但由于首次启动,冲洗几乎针对常规岛所有的系统。

常规岛设计两个缓冲容量水箱,即除氧器和凝汽器。两个水箱都可与独立从SER系统供水,因此,机组热备用以下状态向蒸汽发生器供水可以利用除氧器独立于凝汽器供水前或抽真空前供水。

1 二回路系统的冲洗

由于常规岛设计上以CEX系统为源向各系统发散提供各供水管线;另外,常规岛除盐水系统(SER)几乎可以向每个常规岛水箱单独补水,因此常规岛回路的冲洗的形式也多样化。常规岛的汽侧由于没有布置冲洗管线,涉及上汽侧不能冲洗。汽侧

的冲洗一般在机组并网之后,利用将疏水切至凝汽器,用凝汽器的磁性过滤器和ATE净化床进行处理。

1.1 二回路水侧冲洗

1.1.1 方式一,CEX和ADG为源,单独冲洗

该方式主要是利用SER系统可以单独向凝汽器和除氧器供水,再通过凝汽器和除氧器向下级的各系统供水进行冲洗。其具体冲洗路径为:①凝汽器通过凝结水泵向低压加热器系统(ABP)供水,再由ABP系统返回到凝汽器。②凝汽器通过凝结水泵向高压加热器系统(AHP)供水,再由主给水系统(ARE)返回到凝汽器。③除氧器单独由ADG供水,单独冲洗。冲洗合格后,可以分别向3台主给水泵和启动给水泵供水冲洗。④除氧器冲洗合格后,通过除氧器的放水阀,将除氧器的水返回到凝汽器;当凝汽器的水与除氧器的水质接近时,除氧器的供水切回至凝汽器。⑤AHP的冲洗从ADG重力取水,通过ARE系统的疏水阀排水进行冲洗(图1)。

图1 二回路水侧冲洗方式一

该方式的优点主要在于除氧器和凝汽器的冲洗可以同时进行,另外除氧器的冲洗独立于凝汽器,即使凝汽器的工作也不会影响除氧器的冲洗。但缺点在于除氧器的水如果不返回凝汽器,经过凝汽器的磁性过滤器,冲洗所耗费的水量较大。而且AHP 系统同ADG的重力供水冲洗,效率并不明显。

1.1.2 方式二,ACO和GSS为源,脱离CEX泵冲洗

该方式通过SER向GSS和ACO水箱补水,ACO泵和GSS 泵提供动力,引水到ABP水回路。其具体充水路径为:①ACO 和GSS水箱通过泵向ABP水侧供水,再由ABP返回到凝汽器。

②ACO和GSS水箱通过泵向ABP水侧供水,补水到ADG水箱,

再由ADG返回到凝汽器。③ACO和GSS水箱通过泵向ABP水侧供水,补水到ADG水箱,再由ADG重力引水到AHP,通过ARE返回到凝汽器(图2)。

图2 二回路水侧冲洗方式二

该冲洗方式一般在CEX泵无法启动时采用,但要求ACO 水箱和GSS水箱已经冲洗合格。该冲洗方式同时还可以冲洗ACO和GSS泵正常疏水管线,四台泵的最大循环冲洗流量能达到800t/h。但受到SER补水流量的限制,一般控制在100-200t/h。因此,该种冲洗方式的缺点在于冲洗流量过小,冲洗时间较长。

1.1.3 方式三,旁通ABP,CEX至ADG冲洗

该冲洗是利用APG002RF的冷却水管线从CEX泵取水,向ADG水箱供水的冲洗方式。冲洗流量一般控制在150t/h。采用该冲洗时一般是由于ABP系统有故障,需要隔离,而切断了CEX泵到ADG的供水。由除氧器到其他系统的冲洗方式与方式一和方式二类似。

综合这几种冲洗方式,AHP和ARE的冲洗由CEX泵出口引水冲洗效果比较明显,而由ADG重力引水充水,由于重力提供的动力有限,流量有限,因此冲洗效果一般。建议,技改将除氧器循环泵(ADG001PO)的出口管道引一路到AHP系统入口,在冲洗时,ADG001PO能提供除氧器到AHP的冲洗动力,提高冲洗效果。而且,在大修停机期间,二回路的大循环冷却,通过除氧循环泵引水至AHP,再返回到凝汽器的冷却效果也比较显著。二回路大循环方式见图3。

图3 二回路大循环方式

冲洗结束之后,蒸汽发生器的供水切至正常方式时(CEXABPADG给水泵AHPARE)时,由CEX到其他系统的冲

洗管线或回水管线由于高压侧发生了改变,因此也存在反向串水的风险。从AHP系统(主给水泵的出口压力)到CEX母管(CEX 泵的出口压力);ABP系统(CEX泵的出口压力)到凝汽器(凝汽器真空);ARE系统(主给水泵出口压力)到凝汽器(凝汽器真空)。如果该类阀门误动,一方面,将导致向蒸汽发生器的主给水或向除氧器的凝结水供水不足,特别是在满功率的情况下;另一方面,将导致高压源引到低压设备,将导致低压设备损坏。如主给水泵的压头传递到凝结水泵出口,或凝汽器。因此,建议在二回路水侧冲洗结束后,实施运行隔离,将该类电动阀的电源断开上锁。

1.2 二回路汽侧冲洗

二回路汽侧是指GSS系统、AHP/ABP汽侧、GCT-c系统和VVP系统。机组停运时一般充氮气保养,因此腐蚀的程度和几率没有水侧验证。在设计上也未布置专门的冲洗管线。GSS系统和AHP、ABP汽侧的冲洗一般是在功率运行后,利用抽汽进行吹扫,再将冷凝的抽汽排至凝汽器,利用ATE系统进行净化处理;而GCT-c系统和VVP系统的冲洗则在主蒸汽母管在进行暖管初期,开启疏水袋向SEK的管线,将管道的脏水、杂质等吹扫干净。机组功率运行后,再热器和加热器的疏水方式如下:在主蒸汽母管暖管期间,将GSS、ACO和AHP的疏水切换至凝汽器;当到达30%电功率时,将部分疏水切换至正常方式(逐级自流),但最终的疏水仍切换至凝汽器;到到达50%电功率时,将所有疏水均切换至正常方式(逐级自流或汽侧疏水切换至水侧)。其具体流程见图4。

图4 二回路汽侧冲洗方式

汽侧的杂质最终经过蒸汽的吹扫,冷凝后进入水回路。大

部分的汽侧回路能将冷凝水汇集到凝汽器,通过凝汽器的磁性过滤器和ATE的净化床进行处理。但是,①通过GCT-c进入除氧器汽侧回路的蒸汽冷凝后只能进入除氧器。②6级高加到除氧器的疏水;这部分管线无法切换至凝汽器,不能通过ATE净化。而只能通过APA泵入口过滤器和跨界管过滤器进行过滤处理,从而很容易造成APA的各级过滤器(包括轴封水的磁性过滤器)压差高,更换频繁。

GCT-c第四组阀门(GCT-c至除氧器)在大修后启动除了第一个阀ADG003VV调节开启控制除氧器压力,其他两个阀门均为关闭状态,这两个阀门ADG005/007VV均为无法进行吹扫冲洗。当机组功率运行后如果发生停机不停堆或甩厂用电事件时将导致GCT-c的第四组阀动作,管道异物将被吹扫进入除氧器,从而堵塞主给水泵过滤器。

2 二回路的供水

增加APD泵后,二回路向蒸汽发生器的供水可以提前到RRA退出时。而且除氧器和AHP系统可以单独冲洗和供水,因此,也不受CEX系统和ABP系统的限制。

除氧器铁离子冲洗合格后(小于100ppb)即可进行加热除氧,加热过程中需要添加联氨除氧和氨控制给水的PH值。加药的位置当除氧循环在运行时则选择在除氧循环泵的入口或当APD泵小流量运行时则选择在APD泵的入口。一般而言,在凝结水泵未向除氧器供水时,启动除氧循环泵能有效均匀除氧器左侧和右侧的水温度和化学品质,从而能更有效的除氧。随着除氧器的加热,温度开始升高(50-70°),而水中的氧含量依然偏高时,化学性质开始活跃,氧化反应更加剧烈,产生大量的腐蚀产物,此时水质更差(相比低温时)。直到水加热到100°以上,除

氧效果明显,水中的氧含量开始降低达到标准值时,氧化反应被遏制,腐蚀停止。此时应维持除氧器的温度在100以上,保持除氧状态。另外,要求化学对除氧器水质分析,如果水质合格,蒸汽发生器即可切换由ADG供水;如果水质不合格,则保持除氧器除氧状态,缓慢开启进行疏水阀进行换水(热水),直到水质合格。

除氧器向蒸汽发生器供水后,而需要解决的问题是对除氧器的供水。除氧器的供水存在多路:①向除氧器供水的SER管线,该管线与向凝汽器的SER供水管线来自不同的管网;②凝结水泵经过低压加热器的供水管线(该管线为正常的补水管线);

③凝结水泵经过APG002RF冷却水管线返回到除氧器的供水管线;④通过ACO泵或GSS泵经ABP到除氧器的供水管线(图5)。

图5 除氧器补水方式

对于第1种补水可以独立于凝汽器、凝结水泵、ABP系统供水,但供水阀为手动阀,控制不方便。第2种补水方式为正常的供水方式,可以将调节阀至自动,自动控制除氧器的液位。但是要求凝结水泵、凝汽器和ABP系统可用。第3种补水方式可以在主控手动调节流量,但受凝汽器和凝结水泵的限制,另外蒸汽发生器排污最好不用APG002RF热交换器。第4种补水方式,同样可以再主控控制补水流量,并且不受凝汽器和凝结水泵限制,但要求ABP系统可用。

当除氧器在凝汽器抽真空前进行加热除氧向蒸汽发生器供水,为了防止除氧器热水进入凝汽器而无法及时冷凝,损伤除氧器。要求将除氧器的溢流阀和排放阀(即ADG004/005VL)断电上锁。直到凝汽器抽真空后才可以解除该隔离。此期间需要严格控制除氧器水位,防止水位过高,而溢流阀无法开启,除氧器安

全阀动作带水排放。

3 结论

综上所述,方家山常规岛系统水侧设计了多处接口,以CEX 为发射状可以向各个系统(ABP、AHP等)供水,二回路的冲洗和供水可以灵活多变。但是,正因为如此,导致高压系统和低压系统之间并非完全独立(如CEX系统与AHP系统等)。另外,由除氧器为源向主给水泵、高压加热器等的冲洗完全靠重力,冲洗或冷却效果不理想;因此也需要一些特殊连接管线及特殊的保护或安全措施。具体总结如下:

1)建议在除氧器循环泵出口引管道到高压加热器入口,方便除氧器到高压加热器的冲洗;特别是在下行冷却阶段,方便建立大循环的冷却;

2)凝结水泵出口到高压加热器的电动阀设置隔离及逻辑闭锁,在冲洗结束后将电源断开(切断高压和低压系统的联系);

3)主给水回凝汽器的电动阀设置隔离及逻辑闭锁,在冲洗结束后将电源断开(切断高压和低压系统的联系,以及保证蒸汽发生器的给水量);

4)汽侧的冲洗通过分成两阶段进行,可以尽可能充分的将汽侧管道进行冲洗,最后通过凝汽器的过滤器过滤和ATE净化。

核电厂给排水管道安装质量控制-

摘要:水是人们生活的一部分,不管是生活还是生产都离不开它,同样在正建设施工场地和已运行核电厂也都离不开水。给水系统管道能确保各用户用水的需要,排水系统管道能保证雨水及各用户污水正常排出,本文主要介绍给排水管道安装过程中的要求及质量控制的要点。

关键词:给排水;安装;质量控制;

中图分类号:O213 文献标识码:A

1、核电厂给排水管道相关系统

2、核电厂给排水的管材及其连接方式

2.1一般情况下压力给水管均使用给水球墨铸铁管(内衬水泥砂浆)。

2.2雨、污水排水管材有钢筋混凝土管材、聚乙烯双壁波纹管材及高密度聚乙烯缠绕增强管材;钢筋混凝土管材本身重量很大,运输、安装很不方便,再加上本身重量很大对基础要求比较高(要做砂石基础或者混凝土基础),聚乙烯及高密度聚乙烯缠绕增强管道由于自重较轻容易安装和运输,现在使用的比较广泛。

2.3球墨铸铁管采用承插胶圈连接;聚乙烯双壁波纹管采用承插式密封圈连接;高密度聚乙烯缠绕增强管采用电热熔带连接。

3、施工工艺顺序

测量定位、开挖区域撒白线―管沟(井室)开挖―管沟砂基础铺设―管道安装及其和检查井密封连接―管道局部回填―井室施工及其内部管道附件安装―管道功能性试验

3.1测量定位、开挖区域撒白线

测量定位前期工作由测量专业监理工程师在现场进行见证,管道监理工程师对其测量资料数据的准确性进行内部审查。管道中心线定位正确无误后,在管沟进行开挖以前要在开挖区域撒白线来指导挖机师傅进行管沟开挖,开挖区域应考虑管沟放坡,也就是白线宽度为整个管沟俯视平面图的宽度.

3.2管沟及其井室开挖

3.2.2沟槽开挖坡度根据不同的土质情况来选取不同的开挖坡度。开挖坡度太大成本会高很多,坡度太小容易造成松土滑坡或塌方,对施工人员的安全是一个很大的危险,尤其是雨水管道开挖深度都比较大。这就要特别注意沟槽开挖时坡度是否符合标准要求,另注意沟槽边缘0.8m以内不得有堆土。

3.2.3沟槽底部开挖宽度一般情况按照公式来要求即可,B=Do+2b。B为管都沟槽底部开挖宽度,b 为管道一侧的工作面宽。

3.2.4验收时要求施工单位将中心线拉上,这样可以避免沟槽开挖宽度虽符合要求,但沟槽实际中心线偏离设计中心线,导致管道一侧工作宽度变窄,不适合施工;管道安装之前沟槽内不得有积水、淤泥和对管道有影响的块状物品。

3.3管沟基础铺设

3.3.1对于一般的土质,应在管底以下原状土地基上铺设一层厚度不少于100mm中粗砂基础层。

3.4管道安装及其检查井连接密封

3.4.1球墨铸铁管一般用于给水、消防,采用承插胶圈式连接,使用倒链将管道的承口和插口两端固定,拉紧倒链将插口插入承口;管道连接前应将承口和插口端用肥皂水清理干净;插口插入到承口的合适深度时,用石蜡做好标记,带下一段管道安装完毕,复测此段管道有没有移位以便进行处理。

3.4.2高密度聚乙烯缠绕增强管连接方式采用电热熔连接,使用机具是电焊机,管道插口插入承口后,用钢带夹紧固定,将电机和管道的金属丝连接,通过金属丝导电发热将管道热熔连接。

3.4.3聚乙烯双壁波纹管连接方式采用承插连接,和球墨铸铁管类似。

3.5管道局部回填

在管道安装完毕进行局部回填前应进行管道安装验收,检查管道安装的尺寸、坡度(标高)走向、承插口方向、管道有无损坏等,如符合设计要求,可同意其局部回填。回填时需注意的事项:

管道在做功能性试验(密闭试验和压力试验)前,除接头部位裸露外,管段其余部分应回填高度不宜小于0.5m,以便检查和处理。

沟槽回填应在管道及其构筑物两侧同时进行,以防管道应受力不均匀发生位移及其变形,从管底基础至管顶以上0.5m内不得采用机械回填必须采用人工回填,回填时沟槽内不得有积水、淤泥、石块砖和冻土等杂物。

沟槽回填应分层夯实,夯实完毕做密实度取样。沟槽密实度取样数量及其程度可按相应规范进行要求。

3.6井室及其内部管道附件安装施工

雨水检查井应按照相关要求进行施工,给水管井室内对管道压力试验不影响的附件可进行安装,如蝶阀等阀门,但功能性试验前像消火栓、水锤消除器和安全阀等附件不允许安装。

3.7管道功能性试验

3.7.2.1压力试验使用的设备、仪表规格及其安装应符合下列规定:使用的压力表必须经相关部门校验合格的并能出具校验证书,其精度不得低于1.5级,最大量程宜为试验压力的1.3-1.5倍。

3.7.2.2开槽压力管道进行水压试验,其回填土必须达到管顶以上0.5m,但管道接口处必须露出以便检查渗漏,支墩必须施工完毕并达到设计强度。值得注意的时,试压试验时,后背顶撑和管道两端严禁站人,严禁修补缺陷,遇缺陷时,应作出标记泄压后修补。压力试验见证过程中,试验压力持续15min,压降不允许超过表中规定;将试验压力降至工作压力并保持恒压30min,进行外观检查若无漏水现象,则试压试验合格。

3.7.3给水管道冲洗、消毒方法应符合GB50268-2008要求,施工单位应到有相应资质的检验机构送检并出具检验报告。

4安装工程中其他应注意的事项

4.1管道安装下管时,禁止直接将管材推入管沟内,应采用非金属绳索扣系住,不得串心吊装;管道装卸时应采用两个支撑吊点,其两支撑吊点位置宜放在管长的四分点一处,以保持管道稳定。

4.2正在施工管段由于天气或者上下班的原因而未施工完毕,留有管孔的应将管孔封堵,以防污物进入管身内部污染管道。

4.3管道系统中的阀门在安装前应做阀门试压试验,试验合格方可允许安装。

4.4室外管道施工具有隐蔽性,因此在开挖管沟时一定要注意施工面地下已经施工完毕的管道或者电缆,以防开挖过程中损坏管道或者电缆。

4.5开挖沟槽沟槽中,沟槽两边严禁有大石块或者坚硬的东西,一般情况下管沟开挖较深且都有坡度,极易造成石块滑落到沟槽内,对沟槽施工人员是个极大的安全隐患。

4.6管沟回填过程中,对回填土要严格要求施工单位,因现在雨、污水系统大都用聚乙烯管,坚硬物品极易将其造成损坏。

4.7室外管道由于管线多、管沟深,施工周期长,因此建议一段管道施工完毕则在图纸上标记清楚,以便后期统计进度计划完成情况和施工情况。

核电厂常规岛与火电相比的主要差异

核电厂常规岛与火电相比的主要差异 (院内新员工参考教材) 2010年9月济南

核电厂常规岛与火电相比的主要差异 山东电力工程咨询院张磊 2010年9月7日 核电厂常规岛主要部分是汽机岛,它是在火电基础上发展起来的,与火电有许多共同点,下面仅论述两者的主要差异。 一、设计理念差异 毫无疑问,核电厂常规岛与火电厂发电机组都将安全运行放在首位。但核电厂更将安全运行放在压倒一切、重中之重的地位。因为一旦发生核泄漏事故,其影响是长期的,甚至影响到几代人,其影响范围也是世界性的,这在我国火电机组众多事故案例中是没有先例的。 二、主设备上的差异 下面均以国外×××核电厂1300MW机组与同容量的火电机组为例进行比较。 注:1、我国内陆核电厂地处温度、湿度较高地区,同容量机组的循环冷却水量更大,预计在220000t/h左右; 2、造成上述各项差异的原因出自两者设计理念的差异,即前者强调运行安全,效率让位于安全,后者采用高转速、高参数的主设备,追求的则是更高的效率。

三、主厂房区域布置的不同点 1、核电厂主厂房采用单元制布置,即每台机组的主厂房是独立的,彼此不接建; 火电厂为运行管理方便,2台或几台机组的汽机房和锅炉房是相连的。 (见图1、图2、图3) 图1 国外×××核电厂总平面布置立体图

- 3 - 图2 国外×××核电厂总平面布置平面图

-4- 图3 国外×××核电厂总平面布置侧向视图

2、核电厂为安全起见,再热汽不采用进出反应堆进行再热,而用主汽进行再热。核电厂除湿再热器(即汽水分离再热器)布置在汽机高中压缸两侧,而火电厂的再热器设在锅炉本体内部,汽机房没有再热器。 (见图4、图5)

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。

核电厂常规岛首次大修质量保证良好实践

核电厂常规岛首次大修质量保证良好实践 摘要:核电厂在首次检修时,由于检修时间紧,任务重,流程较繁杂,特别是 质量保证管理标准要求较一般常规电厂要高,因此需要进行严格管控,为此项目 部主要从前期资源准备、过程监督和结果验证等方面进行严格的质量管理,在整 个检修周期内经过不断的完善,经过各方的共同努力,首次常规岛大修圆满完成,期间未发生任何质量事故事件。 关键词:核电厂;大修;质量保证 1概述 核电厂在首次检修时,由于检修时间紧,任务重,除了检修任务外,还存在 一些建安及调试阶段的遗留尾项需要处理,加之检修工作票的办理流程长,导致 整个检修工作较繁杂,同时质量保证管理标准严,特别是防异物、关键环节旁站 监督和质量验收标准等较一般常规电厂要求高,因此需要进行严格管控。为此安 徽电力建设第二工程有限公司田湾核电项目部(以下称项目部)主要从前期资源 准备、过程监督和结果验证等方面进行严格的质量管理。 2大修质量管理主要工作 2.1 第一阶段:大修前期准备 2.1.1质量保证方案 项目部编制了《常规岛首次大修现场质量安全管理实施方案》(以下简称 《方案》),在《方案》中确立了大修质量目标、指标,明确了大修质量安全保 证组织机构,明确了大修QC人员的培训授权规定,强调了现场工作使用的工作 包准备的有效性,即要求各专业QC人员对工作包进行100%检查,QA人员进行 比例不低于10%的抽查。 2.1.2质量保证组织机构 本次大修项目部设立了大修质量安全保证组织机构,由大修质量经理统一管 理现场质量工作,QA主管协助质量经理完成内外部接口协调工作,各专业QC主 管对专业范围内的维修质量负责,同时培训授权专兼职QC人员135人,对现场 维修活动的过程质量进行控制,由QA监督员对现场维修质量进行监督。 2.1.3质量保证目标、指标制定 在《方案》中明确了首次大修的质量安全目标、指标,其中主要质量安全目标、指标包括设备再鉴定(维修后试验)一次合格率、设备重复检修率、防异物 管理等内容,通过明确质量安全目标、指标,使得参与大修工作的人员的质量安 全意识进一步提升,为作业过程的管控指明了方向。 2.2第二阶段:大修过程监督 2.2.1过程监督重点 过程监督工作主要针对经验反馈学习及班前会组织情况、现场维修工作的规 范性、场地管理、质量控制点的见证等方面。 2.2.2经验反馈及班前会 大修期间质量经理每日组织质量管理人员召开项目部质量管理日例会,对现 场内外部发现的问题整改情况进行通报,对现场需解决的问题统一安排协调。大 修期间针对现场发现的问题,各班组在班前会中组织班组成员开展质量安全问题 经验反馈学习,通过组织开展经验反馈学习,大修参与人员,特别是一线班组作 业人员的质量安全意识有了明显的提升。 2.2.3质量监督检查内容及要求

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

核电厂常规岛及辅助配套设施建设施工质量评价导则

核电厂常规岛及辅助配套设施建设施 工质量评价导则 编制说明 (征求意见稿) 2014年12月26日

一.任务来源及计划要求 1.1 任务来源 本标准制订任务由国家能源局文件(国能科技[2013]06号)《能源局关于核电标准制修订计划的通知》下达(见该通知附件“核电标准制修订任务清单”体系表中编号01项,项目编号:能源20130601),由中广核工程公司牵头组织编制,计划于2015年1月完成报批稿。 1.2 计划要求 根据课题任务书要求,本标准各阶段草案的完成时间安排为:2014年3月30日,完成编制组讨论稿(标准初稿);2014年7月30日,完成征求意见稿;2015年1月30日完成报批稿。 二.编制过程 主编单位: 中广核工程有限公司 参编单位: 中国核工业第二二建设工程有限公司 中国能源建设集团广东火电工程总公司 浙江省火电建设公司 主要起草人及工作分工: 杨帆陈李华王启宁龙有新何伯韬杨舒亮解官道 王仁生余兵庄严易宇航任春磊方小敏王玉珍

标准编制方案编写分工: 标准初稿编写分工

编制原则: 本标准按照《GB/T1.1-2009 标准化工作导则第1部分:标准的结构和编写》中的相关规定进行编制;编制过程中参考了国家现行施工相关评价规范及国家优质工程评选管理办法、行业及省部级评优管理办法,在贴合实际的基础上,以验收系列规程作为评价基础,力

求内容具有科学性、严谨性、可操作性。本标准作为施工验收、评价标准体系中的标准,主要规定核电厂常规岛及辅助配套设施施工质量评价、创优方面的内容,适用于国内核电厂常规岛及BOP工程,其中海工工程、厂区安全围网外建(构)筑物、厂区内的办公楼、食堂等与生产不相关建(构)筑物不包括在内。 初稿编制情况: 课题组根据评审后的编制方案中的编写结构和内容开始进行编写工作。期间,有针对性的收集了CPR1000项目关于常规岛及BOP 施工验收相关的技术规格书、相关国家标及行业标准。2013年10月23~25日,课题组到海南昌江核电现场进行调研;2014年4月26~30日,课题组到三门AP1000核电现场调研;2014年12月17~19日,课题组到海阳AP1000核电现场调研。通过现场调研和资料收集,积累了标准编写素材,丰富了标准编写的内容。 2014年1~3月,课题组编制初稿时发现安装专业施工质量验收系列标准均未定稿,难以确定安装专业评价的框架及表样,2014年4月份完成土建专业部分及基本规定的编制; 2014年7月,安装专业施工质量验收系列标准初稿基本定稿后,才进行安装部分评价框架讨论及工程部位(范围)的划分,开始安装部分内容编制; 2014年10月底,课题组汇总各编写成员编写的初稿,并于11月3~6日组织统稿审会进行内部讨论,会上利用三天时间对编写稿进行了逐字逐句的校对与讨论,讨论过程产生84条校审意见,经修

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础,是人类生活和生产的要素。随着社会的发展,能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看,目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源,且在作为能源利用的过程中,对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说,它们还是很好的化工原料,应用于化工生产过程中,能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大,而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变,并从海水中提取氚加以利用,就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆,秦山一期、二期,大亚湾,岭澳,田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆(LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变: 18世纪60年代:煤炭逐步替代了木柴; 20世纪20年代:煤炭转向石油和天然气; 20世纪70年代:石油、天然气,煤,核能和再生能源等多种能源结构; 21世纪主要能源:核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954~1960年:试验阶段; 1961~1969年:实用化阶段; 1969年至二十世纪70年代末:大发展阶段; 二十世纪80年代至二十世纪末:低潮阶段; 二十一世纪开始:复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

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。

核电厂系统与设备一回路复习题

核电厂系统与设备一回路复习题 绪论 简述压水堆核电站基本组成及工作原理?基本组成:以压水堆为热源的核电1、 站。主要由核岛()、常规岛()、电站配套设施()三大部分组成。 工作原理: (一)工作过程:核电厂用的燃料是铀235。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能,再用处于高压力下的水(冷却剂)把热能带出,在蒸汽发生器内产生蒸汽,蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转,电就源源不断地产生出来,并通过电网送到四面八方。 一回路冷却剂循环:反应堆蒸汽发生器冷却剂泵反应堆二回路工质循环:蒸汽发生器汽轮机凝汽器凝、给水泵蒸汽发生器 (二)压水堆核电站将核能转变为电能的过程,分为四步,在四个主要设备中实现的。 1、反应堆:将核能转变为热能(高温高压水作慢化剂和冷却剂); 2、蒸汽发生器:将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水,使其变为 饱和蒸汽,在此只进行热量交换,不进行能量的转变; 3、汽轮机:将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。 4、发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。能量传递过程为:裂变能→热 能→传递→机械能→电能。 厂房及房间的识别符号如何定义?(P 3-5 )厂房的识别定义:厂房的识别一般用3 个符号来表示。第一个符号为数字,表示机组识别,即该厂房是属 2、

于那个机组的,或两个机组共用的,还是不属于任何机

表示该设备属于哪台机组,哪个系统。后 5 个符号为设备组符号,表示是什么设 备及设备的编号。 (L —字母, N —数字) 第一章 1、压水型反应堆由哪几大部分组成? 反应堆由堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构等四部分组成。 2、控制棒组件按材料和功能各如何分类?其作用如何? 控制棒组件按材料分类: ( 1)黑棒组:由 24 根吸收剂棒组成,吸收能力强; (2) 灰棒组:由 8 根吸收剂棒和 16 根不锈钢棒组成,吸收能力弱。采用一部分灰棒 束控制组件是为了使功率分布均匀,避免局部中子注量率畸变过大。 按在运行中的用途分类: 控制棒组件可分为功率调节棒、 温度调节棒和停堆棒三 类,每类又分为若干组。 正常运行时, 功率调节棒位于机组功率对应的棒位高度, 用于调节反应堆功率; 温度调节捧在堆芯上部一定范围移动, 用于控制冷却剂温 度的波动;停堆棒用于事故紧急停堆,正常运行时提出堆外。 3、可燃毒物和中子源组件的功能是什么? 可燃毒物功能: 新堆第一次装料的后备反应性过大, 为了保证慢化剂温度系数为 负值,其硼浓度又不能过高,所以装入 66 束具有较强吸收中子能力的可燃毒物 组件。他们在第一次换料时全部取走。 中子源组件功能: 用于在反应堆启动时产生一定的中子通量密度水平, 使堆外3、 组,而是属于工地系统的,第二、三个符号为两个英文字母,其中第一个字母表 示厂房,第二个字母表示该厂房之区域。 房间的识别定义: 房间的识别一般用三个数字符号来表示, 第一个数字表示楼层, 第二、三个数字表示房号。 设备的识别符号如何定义? 设备识别用 9个符号来表示。这 9个符号又 分为两个大组,前 4 个符号为功能组符号,

核工程与核技术专业《核电站系统与设备》复习题

一、填空题(共20分,每题2分) 得分 1.通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。 2.反应堆冷却剂系统可分为冷却系统、压力调节系统和超压保护系统。 3.压水堆本体由堆芯、堆芯支撑结构、反应堆压力容器及控制棒传动机构组成。 4.燃料组件骨架由24根控制棒导向管、1根中子注量率测量管与上下管座焊接而成。 5.蒸汽发生器是分隔一、二回路工质的屏障,它对于核电厂的安全运行十分重要。 6.稳压器的基本功能是建立并维持一回路系统的压力,避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。 7.放射性废水有可复用废水和不可复用废水,可复用废水经过处理分离成水和硼酸再利用,这是硼回收系统的任务。 8.专设安全设施包括:安全注射系统、安全壳、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统和应急电源。 9.安全注入系统通常分为高压安全注入系统、蓄压箱注入系统、低压安全注入系统。 10.反应堆硼和水补给系统是一个两台机组共用的系统。 11.核电站运行中产生的放射性废气分为含氢废气和含氧废气。 12.核电厂主要厂房包括:反应堆厂房(安全壳)、燃料厂房、核辅助厂房、汽轮机发电厂房、控制厂房。 13.核电厂设计一般遵循的安全设计原则有:多道屏障、纵深防御、单一故障原则、抗自然灾害、辐照剂量标准。 14.燃料组件由燃料元件、定位架格和组件骨架组成。 15.堆芯支撑结构包括下部支撑结构、上部支撑结构和堆芯仪表支撑结构 16.阻力塞棒是封闭的不锈钢管,其长度较短,约20 cm 17.大亚湾压水堆核电厂的控制棒组件中黑棒采用的中子吸收剂材料为__ Ag-In-Gr(银-铟-镉)___,灰棒材料为___不锈钢__,控制棒驱动采用___电磁步进式______方式; 18. 大亚湾核电厂的蒸汽发生器采用的是在压水堆核电站最为常见的__立式自然循环U型管蒸汽发生器; 19.天然铀所含有的三种同位素中,属于易裂变核素的是铀-235 ; 20.反应堆冷却剂泵主要分为两大类型分别是屏蔽电机泵和轴封泵; 21. 蒸汽发生器传热管面积占一回路承压边界面积的80%左右; 22.压水堆核电厂使用较广泛的有三种: 立式U型管自然循环蒸汽发生器、卧式自然循环

核电厂系统与设备电子书思考题

第二章压水堆核电厂 从电能生产的观点看,压水堆核电厂有那些部分组成?各自作用是什么?从热力循环的观点看,压水堆核电厂有几个回路组成?各自作用是什么?与沸水堆电厂相比,压水堆核电厂热力循环有何特点?这样做有何利弊?核电厂的厂址须满足什么要求? 核电厂厂区分哪几部分?平面布置应考虑哪些因素? 核电厂主要有哪些厂房? 什么叫T 形布置?什么是L 形布置?各有何利弊?核电厂系统和设备及构筑物的安全分级、抗震分类、质保分组是如何规定的?解释名词:多道屏障;纵深防御;单一故障准则;安全功能。 第三章反应堆冷却剂系统与设备 为什么一回路系统的压力选得那样高? 试述稳压器的工作原理。轴封式反应堆冷却剂泵是如何解决冷却剂沿轴的泄漏问题的? 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统? 什么是汽蚀?它对泵的工作有何危害?如何防止发生汽蚀? 什么是比转数?一台泵有几个比转数?按比转数范围划分,反应堆冷却剂泵属于那一类?其特性曲线有何特点? 蒸汽发生器二次侧工质的流程如何?为什么给水环作成倒“J”形?沿给水环周向给水分配均匀吗? 循环倍率对传热、流动和汽水分离效果有哪些影响?为应付断电事故,一回路系统及设备设计上采取了哪些措施? 解释名词: 无延性转变温度;必须汽蚀余量;可用汽蚀余量;比转数;循环倍率。 第四章一回路主要辅助系统 为什么一回路运行在160C以下时应投入余热排除系统?

现代核电厂化容系统对于降低放射性水平效果如何?为什么? 为净化一回路水, 化学和容积控制系统采取了那些措施? 设备冷却水系统在何种工况下的负荷最大?为什么? 利用硼酸进行反应性控制有何特点和局限? 化容系统是如何实现容积控制的? 反应堆停闭 3 个小时了, 这时剩余发热由什么系统带走? 核岛的最终热阱是什么?废热如何排到热阱? 用于正常停堆后余热排出的系统有哪些? 现代压水堆核电厂停对后热量排出系统由哪些? 第五章专设安全设施系统 专设安全设施系统在设计上有何特殊要求? 对于设计基准事故,安全注入系统的设计的验收标准有哪些? 发生大破口失水事故后,安全注入系统有哪些响应?为什么要采用冷 -热端同时再循 环注入? 什么是非能动系统?采用非能动系统对安全设施系统设计有何意义?发生失水事故后安全壳内氢气的来源有哪些?如何控制安全壳内氢浓度?专设安全设施系统设计中,为保证管线打开或关闭成功,往往采用什么办法?简述辅助给水系统的功能、设置、动力源特点。 安全壳喷淋系统的作用、系统设置、启动条件和运行方式。 第六章核电厂热力学 最简单的蒸汽动力装置的热力循环是什么循环?它由哪些过程组成?在压水堆核 电厂各过程什么设备中进行? 在P-V图,t-s图及h-s图上画岀饱和蒸汽理想朗肯循环。 相同温度限下以卡诺循环的热效率最高,为什么采用饱和蒸汽的热力循环不能采用卡诺循环?

核电站常规岛设计管理提升

核电站常规岛设计管理提升 发表时间:2020-03-20T01:59:46.356Z 来源:《建筑学研究前沿》2019年22期作者:唐杰 [导读] 在核电站运行当中,常规岛其中的重要组成部分,对整体核电站运行具有十分重要的意义。为了能够使常规岛在运行当中更好的发挥作用,做好其设计管理工作十分重要。 唐杰 福建福清核电有限公司 350300 摘要:在核电站运行当中,常规岛其中的重要组成部分,对整体核电站运行具有十分重要的意义。为了能够使常规岛在运行当中更好的发挥作用,做好其设计管理工作十分重要。在本文中,将就核电站常规岛设计管理进行一定的研究。 关键词:核电站;常规岛;设计管理 1 引言 在大型核电站当中,其由BOP、核岛以及常规岛这几部分组成,在实际电站运行中,通过几者的密切配合、相互协调才能够保证电站的安全运行,以高效率的方式进行能源转换。在核电站当中,常规岛工程是重要的组成部分,尤其是设计工作,更是直接关系到电站建设质量。在实际工程建设中,即需要能够充分做好把握,通过科学设计管理工作的开展满足工作需求。 2 设计管理职责 在设计管理工作当中,主要的职责包括有:第一,对设计管理流程的建立、调整工作进行负责;第二,同设计方、设计院进行联系与沟通,积极协调设计接口情况;第三,跟踪监督设计三级进度计划;第四,审查工程设计的设计文件,同时做好设计变更归口管理;第五,对技术服务归口管理进行负责,同时对合同设计的相关条款与相关方进行谈判;第六,负责直管项目的设计管理。 在管理提升工作当中,即需要能够从设计审查、工作流程、进度控制以及接口设计等方面进行积极的改进。在该项工作开展中,即使得常规岛在设计管理方面具有较好的前瞻性以及延续性,保证在特殊时期当中,也能够做好相应的设计工作,对开工后可能出现的问题进行积极的解决。通过该环节对问题的有效处理,则能够在开工后实现施工质量的提升以及施工时间的节约,这对于施工质量提升、施工时间缩短具有十分重要的意义。 3 管理提升方式 3.1 设计进度管理 对于常规岛设计管理来说,需要能够科学的收集整理设计三级进度计划执行信息,在工作当中对设计院的进度计划控制、执行情况进行监督,充分结合进度计划跟踪设计执行情况。同时,需要根据系统对出图计划当中的各个图册进行划分,标注图册层高以及所属子项,以此对图册以层高、系统等进行分类,更好的进行子项以及层高的管理。在整体考虑图纸时,通过层高方式开展管理,则将具有更为全面、便利的特点。 在现今施工活动开展中,很多项目处在较为特殊的期间段,FCD时间存在变化频繁的情况,并因此使出图计划也随之发生变化,也可能因此暴露出计划执行当中出现的问题与偏差。对于该种情况,即需要根据实际情况、已出计划对以FCD为标准的出图计划进行编制,根据FCD+/-表示出图的时间,以此以更为灵活的方式协调管理图册计划,在必要时间做好纠正措施的提出。 同时,在该项工作开展当中,也需要能够做好进度管理的监控工作。在常规岛设计进度管理中,对于进度的监控分析也是其中的重点环节。作为管理者,即需要能够结合进度执行情况,对三级进度计划的具体执行情况进行更新,在完成更新之后,将进度计划同基准计划间进行比较,对进度计划存在的偏差情况进行分析。对于存在偏差的条目,则需要能够做好关键路径影响的分析。对于关键路径产生影响的作业延误,需要能够对延误出现的原因进行重点分析,做好针对性解决措施的提出。而在对进度偏差进行分析、提出应对措施的同时,

核电厂系统与设备复习题

《核电厂系统与原理》课后习题(部分答案未找到或与教材有些许出入) 核岛 1.核能有何特点是什么? 特点1:核能具有很高的能量密度 特点2:核电是清洁的能源 特点3:核能是极为丰富的能源 特点4:核电在经济性具有竞争力 特点5:核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么?与火电厂的对应关系是什么? 压水堆核电站分为三大部分:核岛(NI)常规岛(CI)电站配套设施(BOP) 3.核电厂的安全目标是什么,其两个解释目标是什么? 辐射防护目标;确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值,并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标;防止发生事故,减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么,与核电站设计有何关系? 纵深防御原则(defense-in-depth)多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么,与核电站设计有何关系? 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类? 热屏蔽 设置在被防护设备周围,防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么?为实现其功能,主冷却剂系统的基本组成是什么? 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量,冷却堆芯,防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障,包容放射性物质 组成:反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——(热管段、过渡段、冷管段) 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——(波动管、喷淋管) 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料,可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应,并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备,整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么?目前,压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵,为什么?

三门核电厂常规岛施工主要特点、难点分析

介绍了三门核电厂一期AP1000常规岛大体积混凝土施工,发电机定子、除氧器、凝汽器等主要大件设备的安装,以及土建、安装工程组织合理交叉施工的特点、难点。为确保施工质量,所采取的相应技术措施,可为同类型机组建设提供借鉴。 一、引言 三门核电一期工程采用全球最先进的第三代压水堆核电技术建造,建设全球第一座AP1000技术核电站,该电站采用独特的“非能动”安全系统设计,有效提高了核电站运行的安全性和可靠性。其核岛供应于2004年9月正式向国际招标,于2007年2月正式确定采用美国西屋联队的AP1000核电技术,其常规岛部分采用三菱-哈动设备。 二、常规岛土建、安装工程施工的主要特点 1、土建工程主要特点: 工程子项多、工程量大、施工周期长;土建结构多样、技术复杂、施工要求高;材料、构配件、设备和机具等用量大、品种多;高空作业多,垂直运输量大。 2、安装工程主要特点 汽轮发电机组低标高布置、厂房为半地下式建筑物;大件、重件设备多;汽轮发电机组轴系超长、采用ISB末级叶片、末级叶片长。 3、接口多和协调工作量大 (1)现场的工作接口:有与负挖工作的接口、与核岛施工的接口、与泵房支护的接口、与取排水工程的接口、与循环水管道工程的接口。尤其是与核岛接口多且复杂:十多个个布置在常规岛核岛系统的设备供货接口、安装分界,Yard区的供货与安装,交直流电缆、控制电缆、DCS电缆、主控室设备安装,主蒸汽、给水等系统的安装和冲洗试压等接口。 (2)现场的管理接口:与业主的接口、与设计单位、与监理单位的接口、与核岛承包商、与泵房取水盾构单位的协调、与现场砂石厂、混凝土搅拌站和土建试验室的接口。 三、常规岛土建、安装工程的难点分析 1、大体积混凝土施工 常规岛工程中大体积混凝土主要有汽轮发电机基础底板、汽机基座、主厂房底板、汽机房地下混凝土周边墙板、循环水泵房地下结构等。其中汽轮机基座底板长63m、宽20m,厚5m,混凝土量为6361 m3,设计要求一次施工完毕;汽轮机基座柱及运转平台梁板体积达8000 m3;循环水泵房基础为筏基底板基础,主体结构为现浇钢筋混凝土墙板结构,现浇钢筋混凝土量达76000 m3,且防水等级要求高。大体积混凝土由于截面尺寸较大,内部散热不易。在砼硬化期间水泥水化过程中所释放的水化热所产生的温度变化和混凝土收缩,以及外界约束条件的共同作用,而产生的温度应力和收缩应力,极易导致温度裂缝的产生。为此,须从控制混凝土的水化升温、延缓降温速率、减小混凝土收缩、提高混凝土的极限拉伸强度等各方面着手,控制温度裂缝的出现。 2、汽机运转层平台高支模施工 在常规岛现浇混凝土施工中,其中汽轮发电机基础底板为5m厚板筏形式,上部为钢筋混凝土框架结构。运转层总长66.40m,宽16m,面积1062.4m2,一次浇筑混凝土量达2680 m3。安装模板及其支撑是一个重要的工序,它不单影响下一工序的钢筋绑扎及混凝土的浇筑质量,这样的高支模、技术性要求高,面积与承重大,施工风险大。 3、清水混凝土结构施工 汽机基座上部结构、汽机地下框架柱梁结构、周边墙内侧、循环水泵房地下墙板、以及BOP建筑构筑物外露混凝土如TA外防火墙等混凝土结构表面要求表面平整光滑、色泽一致、线条顺畅、几何尺寸准确、棱角饱满方正;无蜂窝麻面、无露筋、无灰渣、无明显水泡气泡;模板拼缝痕迹完整具有规律性。

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核电厂系统与设备知识点 2020年前要新建核电站31座,今后每年平均需要建设两个百万千瓦级核电机组 我国发展核电的基本政策是:坚持集中领导,统一规划,并与全国能源和电力发展相衔接;核电政策:自主,国产化,与压水堆配套;引进的基础上,消化,改进,国产化。 在核电布局上优先考虑一次能源缺乏、经济实力较强的东南沿海地区。 坚持“质量第一,安全第一”,坚持“以我为主,中外合作” 我国确定发展压水堆 核岛:一回路系统及其辅助系统、安全设施及厂房。 常规岛:汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房。 配套设施:除核岛、常规岛的其余部分。 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节,在四个主要设备中实现的: 1)核反应堆:将核能经转变为热能,并将热能传给反应堆冷却剂,是一回路压力边界的重要部件。 2)蒸汽发生器:将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水,使其变为蒸汽。在此只进行热量交换,不进行能量形态的转变;3)汽轮机:将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能; 4)发电机:将汽轮机传来的机械能转变为电能。 大亚湾核电厂共有348个系统 核电厂平面布置原则:a.区分脏净,脏区尽可能在下风口;b.满足工艺要求,便于设备运输,减少管线迂回纵横交叉;c.反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房设在同一基岩的基垫层上,防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂.d.以反应堆厂房为中心,辅助厂房,燃料厂房,主控制室应急柴油发电机厂房四周.双机组厂可采用对称布置,公用部分辅助厂房. 布置分区:核心区、三废区、供排水区、动力供应区、检修及仓库区、厂前区 核心区布置按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置,有T型与L型布置: T型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交.占地大,单独汽机厂房。 L型:汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交,须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障.占地少,两台以上机组可公用汽轮机厂房,仅用一台吊车。 我国采用T型布置。 安全分级的目的是正确选择用于设备设计、制造、检验的规范标准 安全功能: 1 安全停堆和维持安全停堆状态; 2 停堆后余热导出; 3 事故后防止放射性物质释放,以保证放射性物质释放不超过容许值。 确定某物项对于安全的重要性有:确定论方法;概率论方法。 安全分为四级 1 安全一级:一回路承压边界所有部件;选用设备等级一级,质量A组。按照实际可能的最高标准设计、制造、安装和实验。 2 安全二级:余热去除、安注和安喷系统。 3 安全三级:辅助给水;设备冷却水;乏燃料池冷却系统;为安全系统提供支持的系统和设施。 4 安全四级:核岛中不属于安全三级以上的,但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造。 抗震分为一、二类和非抗震类(NA): 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物、系统和设备。 安全一、二、三级和LS和1E级电器设备属抗震一类。抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件,分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震(OBE)引起载荷要求。 在美国,抗震I类设备必定是安全级设备,而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求。 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循:正常运行工况下反射性排放低于预定限值,对环境与公众的影响可以忽略不计;导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低,而发生概率较高的辐射后果要小。 纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中。核电厂提供多层次的设备和规程,用以防止事故、或在未能防止事故发生时实施适当的防护,保证核电厂的安全。 五道相继深入而又相互增援的设计防御措施: 第一道防御:考虑对事故的预防,核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 第二道防御:防止运行中出现的偏差发展成为事故。设置可靠的保护装置和系统。探测妨碍安全的瞬变,完成适当的保护动作 第三道防御:限制事故的放射性后果,保障公众的安全。 第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故,并使放射性后果合理尽量低。 第五道防御:应急计划;万一发生严重事故造成放射性大量外逸时,对附近居民实行隐蔽、疏散、供给药物、封锁食品,使放射性物质释放带来的损害减小到最小 制定事故应急响应预案的目的是:在核电厂发生事故时,采取及时有效措施,保护公众、保护环境,将事故损失减到最小国核事故应急管理体系:核事故应急工作实行国家、地方、核电厂三级管理制。

电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订

电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》修订大纲审查会议纪要 能源行业发电设计标准化技术委员会于2016年4月8日在上海市组织召开了电力行业标准《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》(项目编号:能源20140653) 修订大纲审查会。参加会议的有:电力规划设计标准化管理中心、电力规划设计总院、东北电力设计院有限公司、华东电力设计院有限公司、西北电力设计院有限公司、广东省电力设计研究院有限公司、国核电力规划设计研究院、深圳中广核工程设计有限公司、中广核研究院有限公司等单位的专家和代表。会议组成了专家委员会(名单附后)。 会议期间,主编单位华东电力设计院有限公司代表编制组对《核电厂常规岛仪表与控制系统设计规程》(以下简称本规程)修订大纲的修订原则、修订内容、修订进度等进行了介绍,与会专家和代表对以上内容进行了认真讨论,并提出修改意见和建议。现将主要审查意见纪要如下: 一、本规程编写格式和用词应符合《工程建设标准编写规定》(建标〔2008〕182号)的要求。 二、本规程主编单位为华东电力设计院有限公司和中广核研究院有限公司,参编单位为国核电力规划设计研究院和广东省电力设计研究院有限公司。 三、本规程的名称修改为“核电厂常规岛仪表与控制设计规程”。

四、本规程适用于大中型压水堆核电厂常规岛仪表与控制的设计。 五、本规程中“主工艺系统”修改为“热力系统”,热力系统的划分参照《核电厂常规岛设计规范》GB/T 50958-2013。 六、请编制组结合其他标准的编制情况确定主、辅机检测、报警等编制内容。 七、建议通过调研,确定第3章中常规岛配套设施控制系统的编制内容。 八、第4.3 节“设备选择”相关内容并入第4.1节中。 九、第6.5节“给水泵保护”相关内容并入第6.4节中。 十、第9.2节“功能设计”中增加“常规岛配套设施控制系统的功能”。 十一、第11章“通信”相关内容并入第9章“控制系统”中。 十二、取消第14章“管理信息系统和仿真机”。 十三、增加“电子设备间和就地控制室布置”一章,通过调研确定本章节编制内容。 十四、调整后初步确定的本规程章节如下: 1 总则; 2 术语和符号; 3 控制方式; 4 控制室和电子设备间布置; 5 检测; 6 报警; 7 保护; 8 开关量控制; 9 模拟量控制;10 控制系统;11 常规岛与核岛之间仪控的接口要求;12 电源和气源;13 就地设备安装、管路及电缆;14 视

[浅谈核电站常规岛技术方案] 核电站常规岛

[浅谈核电站常规岛技术方案] 核电站常规岛 摘要:根据国内外有关核电设备制造厂所提供的资料,形成四类可供我国将来核电站选择的常规岛技术方案,并对四类技术方案进行了分析。 关键词:核电站、常规岛、技术方案 核电站的设备选型和供货商的选择,应采用国际竞争性招标方式,在技术、经济、自主化、国产化等方面进行深入分析比较,来选定供货商和机型。国外制造商必须选择国内设备制造厂作为合作伙伴,转让技术、合作生产,逐步全面实现自主化和设备国产化。 经初步研究,常规岛部分可供选择的国外主要设备潜在供货商有:英法GEC-ALSTHOM公司、美国西屋公司、日本三菱公司、美国GE公司等。到目前为止,ALSTHOM公司已同中国东方集团公司进行合作,形成一个联合体;美国西屋公司已同上海核电设备成套集团公司合资,组成西屋-上海联队。其它公司到目前尚未进行合作。 根据ALSTHOM公司、西屋公司、三菱公司和GE公司等核电设备制造商所提供的资料,按照堆型的不同和一回路的不同,可以形成四类技术方案: 方案一三环路改进型压水堆核电机组; 方案二ABB-CE的系统80(System80)型压水堆核电机组; 方案三日本三菱公司的四环路压水堆核电机组; 方案四先进型沸水堆(ABWR)核电机组。 下面就各类技术方案分别进行分析。 1三环路改进型压水堆核电机组 此方案的一回路为标准的300MW一个环路的三环路压水堆。此类方案包括中广核集团公司提出的CGP1000、欧洲公司(包括EDF、FRAMATOME、GEC-ALSTHOM)推出的

CNP1000和西屋-上海联队推出的CPWR1000三种压水堆核电机组。 1.1CGP1000与CNP1000核电机组 CGP1000由中广核集团提出,以大亚湾核电站为参考站,并借鉴美国西屋公司和ABB-CE 公司的部分先进的设计,有选择地吸收了用户要求文件(URD)的要求,形成以300MW一条环路的CGP1000技术方案。常规岛部分,汽轮发电机组选用ALSTHOM的Arabelle1000型汽轮发电机组。 CNP1000由欧洲制造商(EDF、FRAMA-TOME、ALSTHOM)根据法国核电计划及大亚湾核电站、岭澳核电站等工程的设计、制造、安装、运行及维修中积累起来的经验推荐给中国的核电机组。常规岛部分的汽轮发电机组也以Arabelle1000型汽轮发电机组作为推荐机组。由于CGP1000和CNP1000的常规岛部分的汽轮发电机组均为Arabelle1000型,所以实际上为同一类核电机组。 ALSTHOM在总结54台第1代汽轮发电机组的运行经验基础上,组合出了Arabelle1000型汽轮发电机组,参考电站为ChoozB(2台1450MW机组已分别于1996年7月11月投入运行)。 1.1.1Arabelle1000型汽轮发电机组的主要技术数据 a)最大连续电功率:1051MW; b)转速:1500r/min; c)机组效率:36.3%; d)末级叶片长度:1450mm; e)排汽面积:76.8m2; f)背压:5.5kPa; g)凝汽器冷却面积:68633m2;

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