核电运行（精选9篇）
核电运行 篇1
截至2010年底, 我国大陆已建成投运核电机组13台, 在建核电机组28台。根据我国核电中长期发展规划, 到2020年, 我国核电要形成运行4 000万k W, 在建1 800万k W的规模。核电企业必须高度重视项目建设各环节和强化设备管理工作, 确保核电运行安全。
一、规范核电建设程序, 确保设备运行安全
1. 有效防御, 确保核安全
为确保核安全, 核电站的设计遵循“纵深防御、多重保护和多样性”的原则。关键的控制系统和仪器仪表都同时有两套或两套以上, 一套发生故障时, 另一套立即自动投入运行。反应堆运行出现异常时, 快速停堆系统立即起作用, 使反应停堆。发生事故时, 完善的专设安全设施自动投入运行, 可从各方面限制事故的发展。
2. 全面质量管理, 保证建造质量和运行安全
目前我国已经进入了核电高速发展的时期, 将同时或者陆续建设多台核电机组, 因此必须十分重视设备的安装质量, 使其不因追求发展速度而降低。
3. 监测和维护到位
我国核电设施应该做好严格的监测和维护, 严格禁止这些设施出现超期服役现象, 而且不管在怎样的紧急情况下, 电站内都必须拥有稳定可靠的多路供电系统。我国目前正在运行的核电站, 已经有严格的监测和维护机制, 当监测出问题时, 必须及时处理, 确保安全。
4. 切实做好应急预案, 以防万一
对于核电这种含有潜在高风险的行业, 要提前做好相应的应对措施, 应按照功能分析、功能故障、故障模式、故障影响与后果等, 有针对性地制定切实可行的应急预案, 对于一些有着潜在危害性的设施, 管理者更应当加强事故处理和应对训练, 特别应加强针对极端情况发生时的模拟演练。同进实施核事故应急演习, 以保证人员安全和保护环境。
二、加强核电设备管理, 提升核电运行安全
《核电站质量保证安全规程》对核电站预防性维修提出了明确要求:运行单位负责制定预防性维修大纲, 以保证整个核电站运行寿命周期达到设计性能。应根据系统设备的功能需求及设备故障模式、故障影响、故障后果进行综合分析, 制定有针对性的预防性维修策略、完善的维修管理工作流程;建立完整、规范的设备台账管理;完善多层次、多角度的设备管理绩效指标体系;建立系统化的设备故障管理体系、系统化的设备维修策略, 加强设备监测手段、建立能够识别设备故障原因的系统;及时优化定期检修计划, 强化针对关键设备的系统化预测性技术和手段, 建立可持续改进的设备维护管理工作平台。应建立故障代码标准体系, 同一个故障不同的维修人员可能会有不同的描述, 不便于统计分析, 建立故障代码后, 认清代码就可有效减少差错, 统计出什么故障出现的频率高、什么故障维修成本高, 就可以集中技术力量和精力加以解决。同时还应制定一些预防性或者预测性措施来避免设备失效, 使这些故障的发生率降到最低。提高设备可靠性和延长设备的使用寿命;将标准的设备管理相关数据融入到规范化、流程化的管理制度中, 形成一个共享的知识库。
三、结语
综上所述, 全面有效的设备管理对保障核电运行安全具有重要意义。
[编辑:郭霄
核电运行 篇2
核心提示：1 运行技术规格书的重要性 核电厂运行技术规格书（以下简称技术规格书）（OTS）是核电厂运行阶段必须遵循的极其重要的文件，可以认为它是运行核电厂的“宪法”。如果在运行中发现偏离了技术规格书某一要求，如某一参数超出了规定范围、某一台处于备用的设备发生故障运行技术规格书的重要性
核电厂运行技术规格书（以下简称技术规格书）（OTS）是核电厂运行阶段必须遵循的极其重要的文件，可以认为它是运行核电厂的“宪法”。如果在运行中发现偏离了技术规格书某一要求，如某一参数超出了规定范围、某一台处于备用的设备发生故障、某一定期试验未能按规定的时间和频度进行等，机组就必须按技术规格书规定的后撤时间撤到规定的某一安全停堆工况。除非在此期间纠正了偏离，或者针对这项偏离的特许申请获得了国家核安全当局的批准。
广东大亚湾核电站1995年2～7月发生的落棒时间超差事件就是体现技术规格书重要性的一个例证。该事件曾引起国内外，特别是核电界的普遍关注，给广东大亚湾核电站造成了巨大的经济损失。起因是1995-02-14该电站1号机组在热停堆工况下进行落棒试验时发现53组控制棒中有7组落棒时间（从控制棒组开始下落到达导向管缓冲段入口的时间）超出了技术规格书监督要求中不大于2.15s的要求。尽管2.15s这个数据在安全上定得未必完全合理，而且随着安全分析技术和评价模型的改进，这一限值有可能适当放宽，但一旦作为技术规格书的要求被确定下来，即使付出再大代价也必须予以遵守。
技术规格书是运行和设计的接口文件之一，由电力公司设计部门编写，国家核安全当局审批，电厂运行部门执行。技术规格书规定了机组在正常运行期间的技术要求，以及在故障和事故期间必须遵守的相应事故处理规程。
技术规格书的出发点是认为设计是足够安全的（“基准工况”）。其任务是维持“基准工况”的安全水平，一旦发现偏离安全基准，必须指出纠正措施。如果设计基准发生变化，技术规格书也要作相应的修改。由于技术规格书的文件质量关系到运行核电厂的安全水平，其要求是否合理得当，对核电厂可用率、经济性影响极大。因此，世界上主要核电国家均花费很大人力、财力用于技术规格书的改进和发展。
技术规格书的主要目的有：
（1）实现核电厂的安全目标，即建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境的安全；
（2）防止核电厂偏离正常运行，以及在偏离正常运行的情况下,防止预计运行事件升级为事故工况；
（3）保证正常运行期间或中等频率事件下实体屏障（燃料芯块、燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界）的完整性。
技术规格书的作用是：
（1）规定正常运行限值，以保证安全限值和设计假设不被超过，使核电厂运行在设计阶段确定的安全水平上；
（2）规定保护系统和安全设备设施满足单一故障准则的可用性要求，规定运行限制条件，保证事件和事故操作规程的可实施性并维持安全分析报告的有效性；
（3）规定在安全功能不可用或当反应堆状态超过正常运行限值时要采取的行动，以便保证核电厂不在低于设计确定的安全水平下运行并防止设计预期事件发展成事故；
（4）确定监督要求、内容和频度，以便及时监测对技术规格书要求的偏离。运行技术规格书的主要内容
2.1 安全限值
设计中采用的或按安全准则确定的限值。在正常运行期间或中等频率的故障情况下不得超过安全限值。压水堆核电厂技术规格书一般规定与3道屏障有关的安全限值：
（1）燃料包壳，如偏离泡核沸腾比（DNBR）和燃料棒最大线功率密度；
（2）反应堆冷却剂边界，如反应堆冷却剂系统的最大绝对压力以及反应堆冷却剂系统的最高温度；
（3）安全壳，如相对压力、最高平均温度和LOCA峰值压力下的最大泄漏率。
2.2 保护阈值
触发主要保护系统和安全系统自动动作的整定值，以保证不达到安全限值。
保护阈值包括：
（1）触发反应堆紧急停堆的整定值；
（2）反应堆紧急停堆保护系统的允许信号和连锁信号的整定值；
（3）触发专设安全系统（如安注、安全壳喷淋、主蒸汽管道隔离、主给水隔离、辅助给水启动）的保护系统整定值；
（4）限制一回路冷却剂系统和二回路系统压力的安全阀整定值。
2.3 运行限制条件
对每种运行模式和每个安全相关系统规定相应的运行限制条件，以便当某一安全重要物项不可用或某一安全重要参数偏离正常时，要求机组在规定的时间内（后撤时间）处于特定的运行模式（后备模式），从而防止事故发生或在发生事故时能缓解事故后果。
2.4 监督要求
规定了对安全相关物项和参数在适当的深度和频度范围内进行试验、检定、监测和检查的监督要求，以保证技术规格书规定的安全限值、保护阈值和运行限制条件的有效性。对技术规格书内容，有几点说明：
（1）安全限值、保护阀值和运行限制条件之间的关系是互留裕度、多层设防的，从而防止在正常运行状况以及中等频率事件工况下发生突破设计规定的限值的事件，为防止和缓解事故提供必要的保证。
（2）不可用事件按其对安全的影响分为2组。大亚湾核电站与法国新标准技术规格书的分组原则见表1。（3）当出现某一不可用事件，后撤时间的确定一般采用基于风险评价的方法。
（4）由于机组状况要求，如果严格遵守OTS可能对安全反而不利时，电厂可做出机组运行暂时偏离OTS某项要求的决定，如：在部分不可用性超过容许限值情况下维持反应堆运行在初始运行模式下；带有在运行期间能够修理的不可用性情况下启动反应堆。但在决定实施之前电厂必须向核安全当局提交特许申请，并经审批后方可严格按照申请中的承诺（如期限、预防措施、补充安全措施等）执行。运行技术规格书的改进
核电厂技术规格书是随着核电的发展而不断补充完善的，如法国电力公司（EDF）的技术规格书，开始仅仅涉及满功率运行状态以及与满功率运行状态有关的保护系统（如反应堆紧急停堆和专设安全系统触发）和专设安全系统，然后逐渐增加了运行限制条件的内容，涵盖了认为需要可用的所有的系统和设备，以及不可用事件出现时的后备模式和后撤时间，并在事故后研究的基础上增加了维修冷停堆模式下以及事故规程可操作性方面的要求。由于传统的技术规格书是增补拼凑的产物，因而存在以下缺陷：
（1）结构零乱松散，格式不科学合理，不太适合电厂运行人员的理解和应用；
（2）内容的选取和要求的制定缺乏明确一致的规则，因此技术规格书内容难免存在一些遗漏、多余和不协调；
（3）没有充分反馈运行经验，没有充分利用先进的设计方法和思想；
（4）其要求制定得不尽合理、合适，因此造成了特许申请较多，影响了机组运行的灵活性
和可利用率，进而影响了电厂的安全运行和经济效益。
鉴于技术规格书的重要性以及原来技术规格书存在的一些缺陷，一些主要核电国家，如美国、法国等十几年来一直致力于技术规格书的改进。改进的主要方面有：
（1）对制定技术规格书的原则进行改进。
美国核管会（NRC）在1993-07-22颁布的《核电厂技术规格书改进的最终方针声明》（58FR39132）和10CFR50.36的1996年版中规定了确定运行限制条件（LCD）的4条准则： 准则1：用于主控室探测、指示反应堆冷却剂压力边界性能明显异常恶化的仪表；
准则2：作为设计基准事故或瞬态分析初始条件的过程变量、设计特征或运行限制，这些事故或瞬态能使某个裂变产物的屏障失效，或者危及其完整性；
准则3：作为主要成功途径一部分的构筑物、系统或部件，它们的功能或触发能缓解一个设计基准事故或瞬态，这些设计基准事故或瞬态能使某个裂变产物屏障失效或危及其完整性； 准则4：运行经验或概率风险评价已经证明对公众健康和安全重要的构筑物、系统或部件。法国电力公司1998年制定了《压水堆核电厂运行技术规格书总的原则》，文件中规定了技术规格书的作用，事故处理规程、核安全相关设备监督要求以及预防性维修大纲之间的接口，以及技术规格书要求的编写原则等。该文件作为审查技术规格书内容选取的依据。
（2）对技术规格书的格式进行改进。
①同类型的核电厂制定一份标准的运行技术规格书。
例如，美国NRC于1992年9月颁布了分别由巴布寇克与威尔柯克斯公司、西屋公司、燃烧工程公司和通用电气公司NSSS业主集团对他们的PWR和BWR核电厂编制的5份标准技术规格书。
又如，法国EDF分别按1 300MW系列（P4），1 400MW系列（N4）和900MW系列（CPY，CPO）制定了标准技术规格书。法国核安全当局分别于1994，1995,1997年批准了这些标准的技术规格书。
②美国和法国标准技术规格书都分成技术规格书要求和依据2个部分。这样划分既有利于理解和使用，也减少了核安全当局审评的工作量，因为技术规格书要求的依据不属于送审文件。③技术规格书每一部分内容的编写都尽量格式化，尽量简洁，以便于运行时的查找和使用。例如，美国标准技术规格书第1卷“技术规格书”由应用和适用、安全限值、运行限制条件（保护阀值包含在§3.3“仪表”中）、设计特征以及行政管理5章组成。第2、3卷“依据”仅对第1卷中各项要求逐条加以论证。标准技术规格书中，PWR电厂分成6个运行模式（功率运行、启动、热备用、热停堆、冷停堆和换料），并按9个系统或方面（反应性控制系统、功率分布限制、仪表、反应堆冷却剂系统、应急堆芯冷却系统、安全壳系统、电厂系统、电力系统和换料操作）给出运行限制条件。每款运行限制条件包括运行限制条件适用的运行模式，违背运行限制条件要求采取的行动及其完成的时间，以及保证运行限制条件有效性的监督要求（监督内容和监督频度）。
又如，法国标准技术规格书由8章组成，除第1章“总则”（给出与整个技术规格书有关的说明、原则及规定）和第8章“定义”外，其它则是每个运行模式一章，相互独立，自成体系。对于每一个运行模式，均按反应性控制、余热导出、放射性物质的屏蔽、辅助支持功能（包括动力电源、控制电源、压缩空气气源、反应堆保护通道、火灾监测及保护和现场通风空调）和出现随机不可用时采取的措施5个方面给出技术规格书的要求。法国标准技术规格书的格式优点明显，每个运行模式独立一章，自成体系，运行人员使用时只需查看机组所在模式的技术规格书章节，非常便利。其运行模式划分吸取了状态导向（State Orientation）的先进思想，比较科学、合理。
④电厂在编写技术规格书时只要在同类型核电厂标准技术规格书的基础上增加或修改少数的不同点，而核安全当局也只需审查该电厂与该类型电厂标准技术规格书不同的方面即可，大大简化了技术规格书的编写和核安全审评的工作量。
（3）对技术规格书的内容进行精简。
由于技术规格书是国家核安全当局必审的文件，核电厂的运行一旦偏离技术规格书要求，必须按要求停堆并后撤到规定的安全停堆模式。如果能按照技术规格书的内容确定准则删除技术规格书中的一些内容，对于核电厂运行的机动性将是很有意义的。
美国根据前面提到的NRC的4条准则，将传统的运行技术规格书内容精简了40%。法国新技术规格书也根据其编写原则精简了不少内容，如原技术规格书中的化学规范。有些精简的内容将作为电厂管理文件的一部分予以控制，这些文件修改不需要国家核安全当局的审批。
（4）将概率风险评价（PRA）方法应用在技术规格书的制定中。
传统的技术规格书是建立在确定论基础上的，在其改进和发展中，PRA方广泛而深入的应用是一个显著特点，它在选择技术规格书内容、确定安全有关限值、优化纠正措施、合理制定监督计划和预防性维修大纲、提高电厂安全性和可用率方面都起了相当大的作用。
①NRC要求电力公司在改进技术规格书时尽量广泛地应用PRA方法，同时要求NRC工作人员应用风险观点和PRA方法评价技术规格书，并就此NRC发布了一系列文件； ②EDF应用风险的概念重新定义了第1组不可用事件和第2组不可用事件；
③发展了一些利用PRA改进技术规格书的方法，如在线风险评价手段；
④PRA方法用于许多技术规格书要求的改进，例如：确定后撤时间和监督试验频度，分析停堆工况和运行模式转换的风险，检查并修改运行限制条件和保护阀值，安排预防性维修（计划不可用），缩短换料大修时间等。
（5）对限制条件和限值进行修改。
由于应用了新的设计方法和思想，充分考虑了运行经验的反馈，在技术规格书的改进中对一些与运行安全性、可靠性和经济性相关的重要限制条件和限值做了修改，放宽了某些要求。例如：美国西屋公司标准技术规格书对一些紧急停堆阈值做了修改：除紧急停堆整定值外增加了适当放宽的可允许的阈值，只要电厂分析证明可允许的阈值满足了安全要求，就可用可允许的阈值代替作为紧急停堆整定值。这些保护阈值的修改有利于运行的灵活性，有利于减少非计划停堆的次数和提高核电厂的可利用率。
（6）加强沟通与交流。
在技术规格书改进中注意技术规格书制定者（设计部门）、审批者（核安全当局）和使用者（运行部门）之间的沟通和交流。核电厂运行技术规格书编制和改进工作需要注意的方面
（1）消化理解安全分析报告、系统设计手册、事故和瞬态分析报告、事故处理规程等文件，以确定技术规格书所要求的安全功能和安全水平，事故分析的初始条件以及缓解事故后果的控制、保护和设备的可用性要求。
（2）深入理解和思考运行限制条件和限值的论证和依据，每款限值和限制条件往往都有其深刻的背景和内涵。必要时，也可利用经验反馈、先进的设计思想和评价方法，对论证和依据，进而对限值和限制条件本身作必要的修改。
（3）对于一个具体的核电站，其技术规格书编制的重点应放在该电站与其标准系列及参考电站不一致的方面。
（4）应重视技术规格书条款之间的一致性，特别是监督要求与限制条件和限值、定期试验文件、事故处理规程等文件之间的一致性。在这一方面，既要注重相关文件的研究，也要注意运行经验的反馈。
核电运行 篇3
【关键词】核电厂；技术规格书；改进
1.运行技术规格书概述（347）
核电厂运行技术规格书（以下简称技术规格书）是核电厂运行阶段的“宪法”。一旦发现偏离了技术规格书的某一要求（如某一参数超限、某一备用设备故障、某一定期试验未能如期进行等），且未能及时纠正或者获得国家核安全局对这项偏离的特许，则机组必须在技术规格书规定的后撤时间内撤到规定的工况。
具体来讲，技术规格书有三大目的，一是实现核电厂的安全目标，即建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境的安全；二是防止核电厂偏离正常运行，以及在偏离正常运行的情况下，防止预计运行事件升级为事故工况；三是保证正常运行期间或中等频率事件下实体屏障的完整性。
鉴于技术规格书对核电厂的安全性、经济性以及稳定性的极大影响，世界上主要核电国家均花费很大人力、财力用于技术规格书的编制和改进。
2.运行技术规格书的主要内容（608）
技术规格书规定电厂在正常运行、瞬态和异常运行工况下的技术参数和技术要求，主要有安全限制、保护阈值、运行限制条件以及监督要求等四个部分。
1.1安全限值
设计中采用的或按安全准则确定的限值。在正常运行期间或中等频率的故障情况下不得超过安全限值。压水堆核电厂技术规格书一般规定与三道屏障有关的安全限值：
（1）燃料包壳，如偏离泡核沸腾比（DNBR）和燃料棒最大线功率密度；（2）反应堆冷却剂边界，如反应堆冷却剂系统的最大绝对压力以及反应堆冷却剂系统的最高温度；（3）安全壳，如相对压力、最高平均温度和LOCA峰值压力下的最大泄漏率。
1.2保护阈值
触发主要保护系统和安全系统自动动作的整定值，以保证不达到安全限值。保护阈值包括：
（1）触发反应堆紧急停堆的整定值；（2）反应堆紧急停堆保护系统的允许信号和连锁信号的整定值；（3）触发专设安全系统（如安注、安全壳喷淋、主蒸汽管道隔离、主给水隔离、辅助给水启动）的保护系统整定值；（4）限制一回路冷却剂系统和二回路系统压力的安全阀整定值。
1.3运行限制条件
对每种运行模式和每个安全相关系统规定相应的运行限制条件，以便当某一安全相关物项不可用或某一安全相关参数偏离正常时，要求机组在规定的时间内后撤到规定的工况，从而防止事故发生或缓解事故后果。
1.4监督要求
规定了对安全相关物项和参数在适当的深度和频度范围内进行试验、检定、监测和检查的监督要求，以保证技术规格书规定的安全限值、保护阈值和运行限制条件的有效性。
3.运行技术规格书的缺陷（347）
技术规格书是随着核电的发展而不断补充完善的，如法国电力公司（EDF）的技术规格书，开始仅仅涉及满功率运行状态以及与满功率运行状态有关的保护系统和专设安全系统；之后增加了运行限制条件的内容，涵盖了认为需要可用的所有的系统和设备，以及不可用事件出现时的后备模式和后撤时间；在对事故后序列进行研究的基础上，增加了冷停堆状态以及事故规程可操作性方面的要求。由于技术规格书拼凑形成的，因而存在以下缺陷：
（1）结构零乱松散，格式不合理，不太适合电厂运行人员的理解和应用；（2）编制的内容和要求缺乏明确一致的规则，因此技术规格书内容难免存在一些遗漏、多余和不协调，影响了机组运行的灵活性和可利用率，进而影响了电厂的安全运行和经济效益；（3）没有充分考虑运行经验，没有充分利用先进的设计方法和思想。
4.运行技术规格书的改进（1150）
鉴于技术规格书的重要性以及存在的缺陷，以美国、法国为代表的核电国家在过去的十几年里一直致力于技术规格书的改进。
4.1改进技术规格书的制定原则
美国核管会（NRC）规定了确定运行限制条件（LCD）的4条准则：
准则一：用于主控室探测、指示反应堆冷却剂压力边界性能明显异常恶化的仪表；
准则二：作为设计基准事故或瞬态分析初始条件的过程变量、设计特征或运行限制，这些事故或瞬态能使某个裂变产物的屏障失效，或者危及其完整性；
准则三：作为主要成功途径一部分的构筑物、系统或部件，它们的功能或触发能缓解一个设计基准事故或瞬态，这些设计基准事故或瞬态能使某个裂变产物屏障失效或危及其完整性；
准则四：运行经验或概率风险评价已经证明对公众健康和安全重要的构筑物、系统或部件。
4.2改进技术规格书的格式
（1） 制定标准的技术规格书 NRC于1992年颁布了针对PWR和BWR核电厂的5份标准技术规格书。电厂在编写技术规格书时只要在同类型核电厂标准技术规格书的基础上完善不同点，而核安全当局也只需审查不同点即可，大大简化了技术规格书的编写和核安全审评的工作量。
（2） 内容分级 美国和法国标准技术规格书都分为技术规格书要求和依据两个部分。这样划分既有利于理解和使用，也减少了核安全当局审评的工作量，因为技术规格书依据不属于送审文件。
4.3精简技术规格书的内容
如果能在满足按照技术规格书的内容确定准则的前提下，删除技术规格书中不必要的内容，对于核电厂运行的机动性将是很有意义的。美国根据前面提到的NRC的4条准则，将传统的运行技术规格书内容精简了40%。
4.4应用概率风险评价（PRA）方法
传统的技术规格书是建立在确定论基础上的，在其改进和发展中，PRA方法的应用是一个显著特点，它在选择技术规格书内容、确定安全有关限值、优化纠正措施、合理制定监督计划和预防性维修大纲、提高电厂安全性、经济性和稳定性方面都起了相当大的作用。
4.5修改限制条件和限值
由于应用了新的设计方法和思想，充分考虑了运行经验的反馈，在技术规格书的改进中对一些与运行安全性、可靠性和经济性相关的重要限制条件和限值做了修改，放宽了某些要求。
5.对我国核电厂运行技术规格书编制的思考与建议（359）
核电厂安全运行对策研究 篇4
1实现核电厂安全运行的必要性分析
1.1社会发展的内在需要
核能伴随人类文明发展和高新技术不断成熟在20世纪应运而生。核能以其低耗、低污染、高生产效率等方面的优势受到世界范围内电力事业的青睐。20世纪五十年代以来, 随着科学技术的不断成熟和进步, 核电事业经历半个世纪的发展, 先后在世界60余个国家和地区中进行了和平利用, 400余家核电厂、1000余个核电站、3亿多KW总装机容量无不向世人倾诉核电事业的发展脚步, 核能大规模的取代化石能源成为新兴的发电能源指日可待, 将为生态文明的全面发展产生深远影响。因此, 全面实现核电厂的安全运行是核电事业健康可持续发展、生态文明全面进步的内在需求。
1.2科技创新的现实需求
在核能的利用过程中, 核电厂发展的步伐是举世瞩目的, 无疑成为一种集安全性、经济性、清洁性于一身的能源。因此, 世界各国开始投建核电厂, 发展核电事业, 使核能的利用在世界范围内成为创新实力的代表之作。但是, 一种现象的出现必然引起多种现象的产生, 伴随核电厂的快速投建生产, 核电安全问题随之迸发, 放射性危险等危害人类生命财产安全的现象哗然一时, 成为人类关注的焦点, 使核电厂的生产运行被推倒舆论的风口浪尖, 尤其在1979年美国三里岛核电事故和1986年前苏联切尔若贝利核电厂事故发生之后, 人类开始怀疑核电这个新兴事物的可行性, 甚至公众开始对核电厂产生抵触情绪, 人们对和安全的信任度大幅降低。因此, 保障核电厂的安全运行是提高核能公众信服力, 促进核能发展的需要, 同时也是向人类展示新兴技术产物可行性的需要[1]。
2剖析核电厂安全目标
社会发展要求实现“以人为本”, 核电事业的发展本是一项有利于人类文明发展的优良技术成果, 所以在应用核能进行电力生产的过程中必须要以实现安全生产、保证人类生命财产安全为根本出发点。使这种富有创新意义的科技成果在安全的基础上实现更高的经济价值和社会价值。因此, 针对核电厂的安全运行讨论问题上必须明确其战略目标, 根据核电事业的发展, 规定核电厂安全运行必须实现四个目标, 即总体战略目标、安全防辐射目标、技术安全目标和预防事故发生目标, 四者相互关联, 相互作用, 是一个相辅相成的整体。
2.1根本安全目标
核电厂运行生产必须以实现保证厂内工作人员及周边公众的人身安全、核电厂周边环境免受核污染及放射性物质的危害为根本目标。实现以上根本安全目标需要核电厂在投建和生产的过程中进行全面的安全性分析和系列防护措施的设立和执行, 同时要求核电厂建立完整的安全规划体系, 附加严格的安全监管机制, 保证其总体目标的实现[2]。根据核电厂安全运行根本目标的表述可以发现, 加强对放射性危害的防护应当放在首位。
2.2安全防辐射目标
安全防辐射目标是指, 在保证核电厂正常生产活动的前提下, 尽量将从核电厂内释放出的放射性物质降到最低标准, 使其尽量避免因放射性物质的释放引发的对周边公众、工作人员及环境产生的辐射照射危害。核电厂应该针对周边环境和生活居住人群的有效分析, 将放射性物质保持在尽量地域规定限制范围内, 同时应该尽量避免因辐射效应产生的系列事故的发生。但是这并不意味对核电厂内其他安全问题进行忽略, 如热排放对环境的影响、安全事故引发的设备损害及操作人员的安全隐患, 对待类似以上的风险同样应当放在相应的高度上予以重视[3]。
2.3技术安全目标
技术安全目标是指在核电厂投建和生产的过程中, 整合先进技术成果, 预防核电厂安全事故的发生, 在对核电厂运行的设计中, 对发生可能性微乎其微的安全事故同时进行周密的研究与规划, 确保带来严重安全影响的生产事故及放射性事故的产生。
2.4事故安全目标
安全事故的有效预防应当贯穿于核电厂设计、投建、生产、运行过程的始终。无论相关设计人员、技术人员、运行操作人员都应当恪尽职守, 全面落实事故预防机制。在核电厂设计的过程中, 需要周密的考虑安全设施的建立用以预防突发想安全事故的出现, 同时对核电厂周边的安全设施进行有效建立, 确保当安全事故发生时能够采取一定的应急措施, 将事故后果延迟或者降至最低。每项安全设施的设计和建立, 需要对其控制有效率进行详尽分析和试验, 根据先进水平的参量后决定安全设施是否具有可能性, 将事故安全目标淋漓尽致的进行体现[4]。
3核电厂安全分析方法
核电厂采取行之有效的事故分析方法是保证核电厂安全运行的手段和措施, 事故分析以核电厂实践运行中将要面对的安全事故以及核电厂在设计和投建过程中的许可程序为主要研究目标。核电厂若常保证安全健康的运行效果, 必须针对安全事故采取有效发誓进行评估, 确立自身安全预警机制, 维持和提高核电厂安全水平。现行国际通用事故分析方法主要包括:确定论分析法和概率论分析发。
3.1确定论分析法
确定论分析法在核电厂进行事故分析确立风险预警和风险控制机制过程中是一种常规方法。理论基础是反应堆纵深防护规律, 不仅需要实现对反应堆设计安全可行, 同时需要设计和构建诸多专项安全设施, 保证在假想事故发生的过程中, 依靠安全设计将事故可能造成的后果进行推延和降低。主要由以下四个步骤实现完成:首先需要确立一组假想安全事故;然后在假想事故组内选定单一的可能性故障;第三, 保证分析过程中的所有设备模型和参考值都是保守的;第四, 将研究的最终结论与规定验收标准进行对比, 确认安全系统的设计是否具有科学合理性[5]。
3.2概率论分析法
概率论分析方法即PSA分析方法, 是伴随科学技术进步与核电产业迅速发展产生的一种创新性事故分析法。概率论分析方法以故障树和事件树为基础的可靠性评价技术和概率风险分析手段为基础, 对核电厂运行的整体过程中可能出现的安全事故进行全面系统的分析。PSA分析法将核电厂安全看作动态运行资源进行分析, 认为引发核电厂安全事故的因素不是单一存在的, 各项因素往往相生相伴, 核电厂的安全系数确认应由全部可能事故发生率的数学指标进行数字化的显示。因此, PSA分析法对核电厂安全系统的评估结果更为科学[6]。
4核电厂安全运行对策分析
半个世纪以来, 核电产业经历了从萌芽到壮大的发展历程, 逐步受到认可, 核电厂从无到有, 历经岁月洗礼, 沧桑巨变, 已经趋向成熟。纵观核电事业发展史, 核电厂安全运行一直在探索中前进, 经历无数专家学者孜孜不倦的研究分析, 众多实践经验的借鉴忠告, 笔者总结出以下促进核电厂安全运行的对策。
4.1全面贯彻安全运行发展方针
时间的蜕变能够掩饰安全事故的伤痛, 但是磨灭不了人们对核电安全事故的恐惧。因此, 核电厂在运行的过程中, 必须始终将安全问题放在首位, 在确保人类生命财产安全的基础上进行投建和运行, 创造更多的经济效益和社会效益。所以, 核电厂需要不断关注和应用最新技术成果, 从设计原理、结构管理以及安全设施的建立上符合安全生产的标准, 全面贯彻“安全第一、质量第一”的战略方针。
4.2强化核电厂安全监管机制
第一, 核电厂的安全运行关系国民经济的健康谋发展, 关乎社会的稳定, 应该都受到党和政府的普遍重视。所以在强化核电厂安全监管机制的过程中, 党和国家应当建立国家核安全监督管理体制, 在法律层面形成系统的核安全法律法规体系, 使核电厂的安全运行在法律层面得到标准化的规范, 真正做到核电厂设计、投建、运行的全过程有法可依、有规可靠[7]。
第二, 核电厂能否实现安全运行, 最可靠的保证是核电厂内部的硬件设施和软件设施同时具有科学性。其中硬件层面的科学性主要指生产设施、生产设备、安全设施等在设计和投建过程中具有科学性;核电厂软件科学性主要指核电企业应当加强内部管理的建设和完善, 确立行之有效的各项管理制度, 如:运行和事故处理规章制度、科学的生产质量安全保证制度, 企业安全生产文化建设等。在核电厂安全对策的制定过程中, 以往一直以硬件设施为主, 软实力建设为辅, 其实不然, 核电企业内部的安全企业文化对核电厂实现安全运行具有决定性的作用, 所以, 核电企业在针对企业内部管理人员、生产人员的培训上, 需要不断强化对其安全意识培养的力度, 使核电厂内部形成由上而下、统一规范的安全意识, 确保核电厂的安全运行[8]。
4.3重视人才培养, 落实安全制度
从业人员是核电厂运行体系的基本构成要素, 是核电厂实现安全运行最为重要的环节。根据历史的经验教训, 核电厂发生严重安全事故的原因中, 设备维护、系统操作人员、安全巡检人员等各个环节从业人员的人为因素占有很大比例, 所以核电厂安全运行中人员基本技能的缺失、职业素养的缺失、职业道德的缺失已经成为需要改进的因素。对核电厂内从业人员的培养需要在以下几个方面全面落实:理论基础知识培养、利用低功率研究堆的反应堆启动与停闭的基本操作能力培养、全尺寸模拟机操作能力训练、员工安全意识强化、安全责任制等相关制度培养[9]。
4.4借鉴实践经验, 重视运行研究
根据国际专家学者对核电厂安全事故的研究结果表明, 任何一次产生严重损害事实的核电厂安全事故的发生过程中必然经历至少10此类似事故, 但是以往的类似事件并未产生严重的损害事实, 属于未遂事故, 而核电企业由于对系列未遂事故的重视程度不足, 最终导致具有严重危害事实的安全事故的产生。根据以上研究结果, 核电厂在实现安全运行的过程中, 必须对生产实际中的未遂事故进行分析, 及时改进管理制度及对硬件设备进行维护更新;同时需要核电企业借鉴国际范围内的核电厂先进技术与经验, 研究该厂运行过程中的可能存在安全隐患的环节, 有效的进行及时修改与规划, 确保核电厂安全运行[10]。
5结语
该文通过对核电厂实现安全生产的重要意义进行讨论分析, 针对核电厂安全生产的目标规划做出阐述, 总结出核电厂实现安全生产是社会发展的需要, 是生态文明建设的需要, 是保障人民生命财产安全的需要, 是一项利国利民的重大举措, 然后根据核电事业发展的最新动向, 为核电厂实现安全运行提出若干对策。希望通过该文的阐述, 能够引起大家对核电厂安全问题的重视, 变革生产理念, 创新生产技术, 全面落实安全生产责任制, 实现核电厂的安全运行, 保证核电事业的健康可持续发展。
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核电运行 篇5
关键词：群堆运行管理,生产运行管理系统,互联网+,两化融合
0引言
为应对国内核电新的发展形势、符合市场化发展需要, 根据集团公司部署秦山核电基地实施完成机构的战略化改革, 原秦山核电基地三家核电公司将九台核电机组委托中核核电运行管理有限公司 (以下简称中核运行) 统一运营管理。在面对复杂的多机组、多堆型的群堆管理模式, 中核运行提出“一体两翼”的战略目标, 其中“一翼”为实现“核电管理的标准化”。运行领域根据“一体两翼”战略及信息化和工业化融合的要求, 以实现管理流程标准化和业务模块一体化为指导思路, 结合“互联网+”的平台应用理念, 推进数据、业务流程的互动创新和持续优化, 提出了生产运行管理系统平台的开发需求。
1生产运行管理系统解决方案
运行领域在完成对各生产单元运行管理相关业务和流程的梳理工作后, 根据业务模块需求, 提出了生产早会、管理晚会、运行日报、运行周报、十大缺陷、生产待命、生产日报、无人因时钟、关口电量、设备定位十大业务系统子模块。利用互联网的WEB和数据库开发技术, 结合自主开发的与各生产单元生产业务系统、电站数据系统、企业管理业务平台等运行生产相关系统的数据接口, 集中采集、处理、存储运行管理相关业务活动过程中所需的各项数据和信息, 并由各业务模块管理人员在平台中对需要的数据和信息进行集中处理, 生产运行管理系统将已处理的数据和信息根据统一模板文档自动生成各业务模块需要的各项文档;对于需要持续跟踪反馈的信息, 系统根据设定的原则利用企业邮件系统和公众短信发送平台, 及时提醒相关的业务部门。同时, 该系统集成了强大的搜索引擎, 能有效的对历史数据、信息、文档等进行查询, 方便企业员工对各项生产信息的了解和掌握。
运行领域在提出平台开发需求时, 对该系统设定了四大开发目标:
目标1:实现统一平台、统一开发、统一运维;
目标2:业务模块集成化、信息管理集约化;
目标3:实现新老系统无缝更迭, 优化模块统一上线;
目标4:建立以数据为核心的平台可持续发展策略。
2生产运行管理系统各子系统具体实现方法
2.1生产早会/管理晚会子系统
系统上线前, 原生产早会/管理晚会的相关材料准备, 由与会的各生产部门使用办公软件编辑本部门需反馈的信息内容, 然后统一提交当班值长或运行工程师进行整合, 最终形成生产早会/管理晚会的召开材料。这种做法比较费时费力, 需要当班值长或运行工程师要花较多的时间进行材料内容的整合, 各项信息也是分散的, 在材料整合过程中需花费较多时间进行沟通, 同时相关文档只有与会的人员知晓, 不利于在公司内部共享交流。
系统上线后, 该系统从各生产单元的电站参数系统自动采集电站系统参数, 并集中从“EAM”、“CBA”、“TEAM”等设备管理、工作控制软件中采集工作票、工作申请、设备缺陷等数据和信息, 相关职能部门只需在系统中对采集的信息进行确认和编辑即可。系统根据设定的规则自动将以上数据信息填入生产早会的PPT模板中, 生成生产早会/晚会的文档材料供相关职能部门使用及电站所有员工查阅。该系统同时设置了提醒功能, 对未能及时填报和编辑的项目, 采用企业邮件和公众短信平台的方式提醒相关职能部门管理人员。
该子系统设置了行动跟踪模块, 管理人员将生产早会和晚会中产生的相关行动录入到行动跟踪模块中进行跟踪。系统通过邮件和短信的方式自动提醒行动责任部门负责人新增和即将回顾的行动。由行动负责部门将行动的实施或完成情况填入系统中, 系统将行动的反馈信息生成到早会/晚会的材料中供会议使用。
2.2运行日报/周报子系统
核电站日常运行期间需要向相关监管部门定期报送大量电站运行情况的文档, 如运行日报和运行周报。原报告文档由各生产单元根据需报送文档格式使用办公软件编辑所需的电站运行数据、图表、信息等内容, 该项工作需要从各生产单元的电站数据系统中手动获取相关的电站数据并进行编辑处理, 如功率曲线图表, 电站运行参数等。
系统上线后, 从各生产单元的电站数据系统中集中采集如热功率、核功率及电厂工况的主要参数, 并根据采集的数据自动生成日功率数据曲线和周功率数据曲线, 相关管理人员仅需要对采集的数据进行简单编辑, 并在系统填写页面中编辑主要工作内容、出现的异常情况、本周重要运行操作及维修活动、本周出现的重要异常 (事件及设备异常等) , 十大缺陷情况, 现存重要缺陷情况等内容。系统根据设定的规则将保存的信息和数据填入报送文档模板中, 自动生成相关的报送文档, 供相关部门和电站员工下载使用。该系统的上线极大的减少机组运行工作管理人员的重复性工作, 提高员工的工作效率, 将更多的精力集中到电站安全管理上。
2.3十大缺陷子系统
十大缺陷管理系统为公司管理各生产单元及公司级的十大缺陷提供了一个统一、直观、集中的管理平台。由各生产单元的管理人员在系统中填入相关的十大缺陷信息, 并由相关缺陷责任人对缺陷的发展趋势、最新进展等信息进行更新维护, 使电站管理人员及相关生产部门及时掌握十大缺陷的解决处理进程。同时该系统中也设置了行动跟踪模块, 对需解决十大缺陷而产生的各项行动进行跟踪, 该行动跟踪模块可以设定回顾日期和回顾周期, 系统自动根据设定的日期和周期采用企业邮件的方式提醒相关的行动部门的责任人填写行动的最新进展。该系统还设置了附件上传功能, 对支持十大缺陷处理的相关文档进行管理, 有利于对电站缺陷的处理提供丰富经验反馈。
十大缺陷管理系统采用柱状图表、曲线等方式对各生产单元的十大缺陷进行分析统计, 对了解机组的性能、状态及十大缺陷的处理变化情况提供直观的辅助手段。同时对十大缺陷的点击浏览情况进行统计、排序, 以掌握目前电站员工最关注的十大缺陷, 对缺陷处理的优先级别提供参考。
2.4设备定位导航子系统
核电厂拥有数以万计的设备, 其中部分设备是日常不操作的或处于电站相对隐蔽区域;另外, 在电站功率运行期间, 部分设备位于电站的高辐射区域, 电站工作人员无法进入。因此电站工作人员对以上设备位置较为陌生, 当需要操作以上设备时将花费较多的时间去找寻设备的位置, 降低人员的工作效率, 同时增加人员额外的辐照剂量。
运行领域自主开发了设备定位导航子系统, 该系统集成了中核运行管理的九台机组的厂房地图, 可由管理人员在系统中录入各机组设备位置信息, 同时设置将现场设备照片录入到系统的功能。电站工作人员可以方便通过该系统查询设备位置, 结合现场图片可以迅速定位现场设备。该系统还开发了设备位置导航功能, 根据人员所处位置自动规划出到达目标设备位置的最短路径, 对路径中上锁的房门给出提示, 同时利用现场的辐射水平数据合理选择辐射剂量最优化的路径, 对于高剂量的区域同时还能给出警示。该系统的投运极大的方便了现场人员设备查找定位, 增加了人员工作效率, 并合理可行尽量低的降低人员接受的辐射剂量。
2.5生产待命子系统
生产待命是核电厂所特有的人员管理形式, 单台机组日常期间需要安排大量的人员处于生产待命状态, 以确保生产待命人员随时具备向运行值班人员提供需要的各类支持的能力。以往各生产单元生产待命人员采取分散的管理模式, 待命人员的安排费时费力, 查询也不方便。该系统上线后, 将四个生产单元生产待命人员信息集中管理和显示, 并且后台待命人员名单的管理采用较为人性化的维护方式, 极大的方便了生产待命人员的管理和查询, 运行值班人员在需要查询生产待命人员时, 仅需要打开一个页面就能及时获取全部待命人员的信息。
2.6关口电量管理子系统
中核运行原各生产单元关口电量管理平台分散, 电量记录数据种类不一致, 数据汇总、统计、查询均不方便。该系统上线后, 对四个生产单元的每日电量数据按照统一的种类进行采集, 利用采集的数据计算所需的电量数据, 并明显异常的数据进行警告提示;系统开发了电量统计功能, 统计日、月、年等周期电量情况, 并给其他子模块提供发电量的相关数据。
3生产运行管理系统持续改进措施
生产运行管理平台从上线后, 部分实现了运行管理工作的标准化、统一化, 该系统的应用获得了各生产部门的一致好评。根据逐步深化改革的需要, 全面实现中核运行9台机组的运行管理工作的标准化, 具备群堆管理的能力, 生产运行管理系统还在持续开发新的业务模块, 如运行决策、生产日报系统模块正在开发过程中。后续, 该系统也具备根据业务流程的逐步统一, 如EAM项目的推广应用, 实现进一步的持续改进和优化。随着系统的运行, 采集了大量的电站管理信息和数据, 对以上大数据的持续开发和创新也将为提高核电厂的安全运行水平提供基础支持。
4结论
生产运行管理系统自2014年1月起各业务模块逐步上线至今, 中核运行已经基本实现了对四个生产单元9台机组运行生产管理流程的统一。同时该系统平台与公司企业两化融合的目标达成一致, 利用信息技术推动了运行生产管理、业务流程方面的统一。该系统的投入应用产生了显著的社会效益和经济效益:
1) 社会效益
实现中国核电群堆管理在生产运行管理领域的应用落地, 形成管理制度、流程、平台的标准化和集成化。实现多电厂、多机组在一套平台中进行对标管理, 特别在管理水平的横向与纵向对比分析上实现统一的参照平台管理。实现一套满足核电管理要求的、稳定可靠的信息化生产运行管理管理平台, 利于中国核电管理标准化的输入和输出。
2) 经济效益
在生产运行领域实现多电厂、多机组管理流程标准化、统一化。管理流程的统一减少了重复工作, 提高了工作效率。生产运行管理系统提供了全面的功能, 人性化的操作界面, 大大减少了员工的工作量, 提高了员工工作效率, 从管理效益、集中管控效益等方面节约了开发成本和运维费用。
参考文献
核电运行 篇6
目前能源问题已经成为了现阶段非常严重的课题,能源紧缺、环境污染都是亟待解决的问题,同时随着科技的不断发展,对于能源的需求不断加大,核能以其低成本、低污染以及高效率的特点成为现阶段最引人注目的能源形式。随着核电站的规模不断扩大数量不断增多,核电站的安全性尤其应该引起我们重视,现就对影响核电站安全运行的问题进行逐一分析并就改进措施提出了笔者自己一点拙见。
1 核电站安全运行问题分析
1.1 系统出现故障
核系统失效问题是核电厂运行过程中经常出现的问题,这其中涉及的方面非常多,核电厂如果出现核泄漏会带来非常重要的后果,反应堆冷却剂系统出现失水现象会影响整个核电厂的发展,反应堆冷却剂是整个核电厂的回路系统,所以反应堆冷却剂的的重要地位可见一斑,但是同时对于蒸汽发生器来说,经常会出现传热器破裂的情况,这些均可能会导致安全事故的问题是我们在进行安全生产中应该注意的重要问题。
1.2 缺乏监督管理
中国核能行业正处在一个发展的初步阶段,各种安全监督管理工作还不够全面,存在管理不够到位的情况出现,不能够对核电安全进行统一的监督管理工作,在这种情况下,如果要进行核电新技术开发的时候也没有足够的保障。
1.3 出现设备故障
核电厂在运行的时候也需要大量的设备,这些设备如果在运行的时候出现损坏或者失灵的情况,都能够使核电厂陷入到安全危机中去,这类安全事故中比较常见的主要有蒸汽机超速导致的轴系断裂情况的出现,同时,发电机、轴瓦等比较重要器件失灵都会造成整个核电厂的设备故障问题。
1.4 器械缺乏保养
由于核电厂的特殊性质,核电厂器械比较多但是人员比较少,器械在核电厂的运行中占有着非常重要的地位,在这种情况下,器械的重要地位自然不言而喻,很大一部分核电厂的故障就是因为人为、机械损伤造成,尤其是核电厂在高空操作过后经常不按照规定使用传递绳进行器物的传递,而是按照习惯凭空抛接,这样会对器械的安全产生较大的影响。但是与此同时我们也应该明白,一个工厂的发挥主要能动性的还是人,因此安全生产人员的设备保养观念尤为重要,校正这些人员的器械保养观念就能够在很大程度上避免器械锈蚀等情况的出现,这样就能够在很大程度上避免因器械缺乏保养导致的安全生产的问题出现。
2 核电站安全运行问题防控
2.1 完善应急体系
在进行核应急体系的完善过程中主要应该注意的是以下几个方面组成:
其一,首先应该注意的是核应急管理组织,管理是发展的方向与核心,只有进行有效的管理和引导才能够控制好整个核电厂的发展方向,并且同时,核应急管理还能够在很呆程度上对核电厂的技术进行监督管理,这样就能够从根源上提升工作人员的工作积极性。
其二,设立核安全应急科学小组,核安全应急小组能够在第一时间内对出现的故障进行故障排查,这样可以比较迅速的解决相应的问题,但是对于应急小组的成员不能够勉强,必须要从科学院院士以及相关的科学家中挑选,这样能够做到非常专业而又迅速的解决问题。
其三,建立专门紧急救援队并提高整个救援队的救援应变能力,紧急救援队的设置,主要是为了防患于未然,将发生核泄漏事故的后果降低到最低,能够在事故发生的第一时间进行事故处理,发挥救援队的保障作用,不能够忽视这项工作,应为一旦发生事故,后果就有可能是永久性的伤害,因此,哪怕只有千万分之一的机会发生事故,也必须要拿出千万倍的态度去好好准备,做好充分的救援保障工作。
2.2 完善监管机制
正如前文我们提到的,我们在进行整个核电企业管理的时候,监管机制是最能够体现效果的,核电企业管理中的安全管理制度必须应该严格执行国家核安全法规的要求,必须按照这份法律法规的章程,制定出相应的能够保障整个核电厂顺利运行的章程和制度,同时还必须要将紧急事故处理预案做好。此外,不仅仅应该加强制度建设,还应该学习其他先进企业的管理经验,增加整个企业的激励管理机制能够在很大程度上调动核电企业发展的潜力。同时还必须要增加整个企业的安全监管机制,这点对于整个核电企业是最为重要的。
2.3 确保规范操作
核电企业的三大组成部分是机器、工作人员、环境,这三点对于整个核电企业的安全都有着非常重大的影响,但是归根究底来讲,其实还是与人的关系问题。
想当年的切尔诺贝利事故是我们的前车之鉴,不经意之间的一个小的问题,就极其有可能会引发一连串的安全生产事故,最终导致毁灭性的灾难,所以在日常核电站的工作中,必须要将每一个环节都严格进行控制,应该在入职前对员工进行严格的安全生产控制,帮助员工树立安全生产和规范操作的意识,在培训中提高员工规范化操作的能力和标准。工作人员只有提高了规范操作的意识,在实际操作中真正做到规范化操作,才能够真正从根本上降低事故发生的概率。
核电厂的保管人员作为核电厂的重要参与者,必须要定期进行整个安全器具的检查工作,如果发现其中有不符合安全生产标准的工作,必须要及时更换,同时由于核电站工作的特殊性,在后期器具没有办法进行使用的时候,不能够随意丢弃,必须要妥善处理好器具,防止污染环境情况的发生。
2.4 及时总结反馈
目前我国现阶段虽然还没有爆发出大规模的核电站安全事故,但是也不能因此掉以轻心,必须要将遇到的能够影响安全的问题均加以总结,同时注意分析国外已经发生的巨大的核电站事故中的经验进行总结,并且提出相应的改进意见,这样能够有效地对核电厂进行改进,从根本上降低安全生产事故的发生概率,做到防患于未然。
3 结语
综上所述,由于核能的特殊性,对于核能的安全管理应该尤其引起我们的重视,哪怕是核电厂中的一个非常细小的问题,也都有可能造成极大的隐患,现就对核电厂安全运行中存在的问题进行逐一分析,并对防控措施进行研究。先就核电厂的安全问题进行了分析,并且分阶段对应对措施进行了简要的分析,同时对能够产生安全风险进行了逐一的分析,尽最大可能性降低安全生产事故的发生,防患于未然,及时总结反馈,查漏补缺,形成良性循环,从每一个环节降低安全事故的发生概率。
摘要：随着时间的不断发展和社会的不断进步,能源问题越来越重要,现阶段电能风能等已经融入到我们生活的方方面面,核能也正处在一个待开发的局面,核能的开发潜力非常大,但是同时,在核能开发阶段出现的技安全问题也必须引起我们的注意,切尔诺贝利核泄漏事故至今仍然是废墟一片,对于核能的安全管理,哪怕是核电厂中的一个非常细小的问题,也必须要引起我们足够的重视。现就对核电厂安全运行中存在的问题进行逐一分析,并对防控措施进行研究。
关键词：核电厂,运行安全,问题,防控
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秦山核电二厂一次调频的运行分析 篇7
1 概况
秦山二厂3、4号机组一次调频通过DEH来实现, 正常运行投入一次调频, 投入条件为:调频死区为±6 rpm, 限幅为19.8 MW;当电功率为80% (560 MW以下) 时, 即使转速偏差大于6 rpm, 一次调频也不会动作。
2 一次调频运行分析
秦山二厂为核电机组, 在任何情况下应以核安全为主, 尽量减小电网对机组的瞬态影响。3, 4号机组一次调频死区为±6 rpm, 而浙江电网对机组的普遍要求为±2 rpm, 这能保证当电网频率降低时, 优先采用火电机组进行调频。只有当电网频率偏差过大 (超过±6 rpm) 时, 3, 4号机组的一次调频才开始动作, 这样能尽量保证核电机组的稳态运行。
3, 4号机组的运行方式为A模式, 机组不调峰, 带满功率运行。因一次调频而产生的机组降负荷对机组并无太大影响, 因此, 本文只考虑电网频率下降的情况。
2.1 超功率保护分析
3, 4号机组的一次调频限幅为2.83% (19.8 MW) , 这一限值在机组100%满功率运行时, 机组的一次调频可达到最大值。此时, 机组的功率为102.83%.应避免核功率达到103%时触发C2信号, 进而使控制棒无法提升, 最终导致一次调频退出。但要考虑2.83%的电功率值, 如果转换成核功率, 当夏季机组效率较低时, 比如3号机组的核功率为100%时, 则电功率只有640 MW。此时, 如果一次调频动作达到最大值, 发电机的负荷为659.8 MW, 则对应的核功率会达到103.9%.因此, 在特殊情况下设置2.83%的限幅有可能使核功率超过103%, 进而触发C2。但当核功率达到103%时, 一次调频会自动退出, 从而保证了核功率不超过103%.
2.2 超功率△T保护分析
为了防止超功率, 机组设置有超功率△T保护。超功率△T有2个定值, 一个为实测△T达到超功率△T的设定值时, 动作为停堆、停机;另一个为C4信号的定值为超功率△T的设定值-3%, 动作为产生Runback信号, 汽机会以200%Pn/min的速率降负荷, 每次持续0.5 s, 间隔为14.5 s。
正常满功率运行时, 超功率△T的设定值为107%左右, C4信号的定值为104%.据上述分析, 在夏季因机组满功率运行时一次调频动作核功率很有可能超过104%, 进而触发C4信号, 导致汽机快速降负荷Runback, 最终机组会出现严重瞬态的情况。如果造成Runback, 且一次调频不但没有改善电网频率特性, 反而使电网频率进一步下降, 则会得不偿失。如果一次调频导致回路切除, 会使机组超功率更明显, 有可能造成满功率 (107%) 停堆。
2013-07-05, 秦山二厂3, 4号机组由于电网故障一次调频动作, 3号机组的核功率超过103%, C2信号触发。然而, 秦山二厂1, 2机组由于一次调频功能尚未投运, 在此期间功率未受电网故障影响, 保持稳态运行。
2.3 汽机调门的影响
为了保证汽机调门良好的调节特性, 3, 4号机组正常运行时限制调门开度为55%, 以免调门开度过大, 进而降低机组的稳定性。
当调门开度>52%时, 流量特性曲线变得陡峭, 流量请求5%的变化对应调门约50%的开度。3, 4号机组调门节流损失较大, 开度满功率运行时, 约53%, 流量请求为95%, 阀门流量曲线已经非常陡峭。如果此时一次调频动作, 有1个流量请求突然增加, 流量请求甚至会超过98%, 导致调门迅速开大, 严重时会导致阀门全开。这对汽机调门的运行不利, 可能会使机组失去调节负荷的能力。
2.4 其他影响
高压调门开度因一次调频投切而快速开关时, 蒸汽的进汽量会快速变化, 使汽流发生剧烈扰动, 产生汽流激振, 导致汽机振动过大, 最终停机。2003-01, 我国某火电厂因一次调频动作而导致汽机振动过大, 最终停机。
此外, 一次调频动作会使机组超功率运行, 对汽机叶片的应力增大。超功率运行会使燃料棒的温度变化较大, 增大包壳和燃料的相互作用 (PCI) , 进而使燃料棒破损的概率增大。
3 一次调频的运行建议
通过分析, 在一次调频动作中, 当核功率>103%时, 会自动退出一次调频。但考虑到调节系统的超调和测量误差, 触发C4信号的可能性还是很大的。此外, 一次调频会使反应堆超功率运行, 对机组的瞬态影响很大, 还会使包壳破损的概率提高, 而对于核电机组, 安全是永远处于第一位的。结合3, 4号机组事件, 提出以下4点建议: (1) 最好不要投运一次调频。核电机组容量在电网中所占的比例较小, 即使核电站一次调频动作, 对电网频率特性的改善并不大, 且会给反应堆带来瞬态影响。 (2) 如果要投运一次调频, 则应充分考虑投运时机。机组功率在80%以下时投入一次调频, 一次调频动作时对机组的瞬态影响较小。此外, 还可增大调频死区、保证其他火电机组优先调频, 以减少核电机组一次调频动作;可考虑进一步限定调频幅值, 以减小超功率和甩负荷的风险。 (3) 修改DEH中的反馈逻辑。在流量请求超过98%, 退出反馈时, SETPOINT设定值修改为当前电功率的实测值, 这能避免因设定值为686 MW而导致超功率。 (4) 增加一次调频功能动作时的报警信号, 以便一次调频动作时操纵员可及时干预。
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核电运行 篇8
秦山核电厂CP1000机组(方家山核电工程机组)装设两台1000MWe级核电发电机组(方家山1#、2#机组)。发电机出口电压为24k V,通过主变压器升高至500k V,并与500k V电网相连。每台机组设三台单相变压器,共计六台单相变压器,另外设一台单相变压器作为备用。三台单相变压器之间设有防火隔墙,布置在每台机组的汽机厂房外侧。每台单相变压器的变比为500/24k V,额定容量为410MVA,主变压器的冷却方式为强迫油循环风冷。主变压器高压绕组为星形连接,低压绕组为三角形连接。变压器高压绕组为无载调压,中性点直接接地,保留经小电抗接地的可能。
1.1 秦山核电厂CP1000机组主变压器结构简介
1.1.1 箱体内部铁心及绕组
铁心采用无孔绑扎单相四柱式结构,铁心叠片采用6级阶梯接缝,夹件为板式,用低磁钢带紧固铁轭。全部绕组采用铜绕组。器身采用双柱并联结构,每柱容量205MVA,以降低线圈的纵向漏磁密度和短路发生力。
1.1.2 油箱
变压器箱体的结构形式为钟罩式(带人孔),箱沿焊死结构。机械强度承受住33Pa的真空强度和正压98k Pa机械强度。油箱内壁装设磁屏蔽,有效降低油箱中的杂散损耗。
1.1.3 引线结构
高压出线通过油-SF6套管引出。低压出线通过铜管和接线片接至低压套管,离相封母垂直引出。
1.1.4 无励磁分接开关
操动机构与开关本体通过齿轮传动轴连接,操动机构中设置有工位显示、定位自锁及限位装置等。开关本体采用绝缘筒隔离。
1.1.5 冷却器本体
冷却器是将镀锌翅片插在冷却管上,保证了良好的导热性。另外在镀锌翅片上设置了沟槽,提高了空气一侧的热传导率。
1.1.6 瓦斯继电器
瓦斯继电器的工作原理是检测变压器内部产气、油位过低和严重故障引起油的大量分解等。在出现过热故障时,绝缘材料因温度过高而分解产生气体,少量气体能溶解在变压器油中,当产生的气体过多,变压器油不能溶解所产生的气体量时,气体就上升到油箱上部,通过连管进入到继电器中,继电器的设计使得该部分气体能存留在继电器中,这时继电器的上浮子位置逐渐下降,液面下降到对应继电器整定的容积时,浮子上的磁铁使继电器内的干簧接点动作,继电器给出信号。在变压器出现漏油或其他故障时,引起油枕内的油通过连管流出,油位下降,上浮子动作给出信号。
2 核电厂主变压器的运行维护
2.1 主变压器的运行维护
2.1.1 变压器本体
1)变压器送电前必须试验合格,各项检查项目合格,各项指标满足要求,保护按整定配置要求投入,并经验收合格,方可投运。
2)变压器的运行电压一般不应高于该运行分接额定电压的105%。
3)强迫油循环风冷变压器的最高上层油温一般不得超过85℃。
4)当变压器有较严重的缺陷(如冷却系统不正常、严重漏油、有局部过热现象,油中溶解气体分析结果异常等)或绝缘有弱点时,不宜超额定电流运行。
5)变压器过负荷运行时,应投入全部冷却器(包括备用冷却器)
6)对中性点接地方式的规定:变压器高压侧的中性点可靠接地。
7)环境温度或负荷异常升高时,必需缩短巡视周期,发现异常及时上报。
2.1.2 变压器油
严禁不同种类或不同用处的油混合使用。需用添加油时,尽量使用同油源同牌号的合格油,或必要时先做混油试验确认可行后方可添加。对油中气体色谱的分析应符合GB/T7252的规定。
2.1.3 套管
纯瓷套管(接地套管)的瓷套外表面应无损伤、爬电痕迹、闪络等现象;电容式套管(高压中性点套管)在运行时油表指针要求指示正常;并且运行时应确保套管的各部位密封良好。
2.1.4 无励磁分接开关
运行维护、档位调条必须严格参照说明书的要求,以防止开关切换不到位。在进行开关档位的切换并锁紧后,必须经电压比和直流电阻测量合格后方可投入运行。无励磁调压分接开关如在某一档位运行了较长时间,换档运行时应先反复作全程操作,以便消除触头上的氧化膜,再切换到新的档位,并且三相档位必须确保一致。
2.1.5 冷却装置
冷却器经长期运行后,可根据具体情况定期进行清洗。一般可用50k Pa压力的水进行冲洗,水洗后应起动风扇使冷却器干燥。新安装的油泵在半年内应加强巡视和检查。若检查发现有异常现象时,如振动加剧、运行声音异常、电流增大等,应及时处理。停放1年以上或检修后的变压器油泵,用500V绝缘摇表测变压器油泵对地的绝缘电阻,其值不小于10MΩ,否则应烘干定子。应特别注意油泵停止运行时负压区出现的渗漏油。如负压区渗漏油,必须及时处理防止空气和水分进入变压器。新安装的风扇在半年内应加强巡视和检查。为保障变压器风扇的安全运行,提高风扇的使用寿命,要定期维护、更换。停放一年以上或检修后的变压器风扇,用500V绝缘摇表测量变压器风扇电动机对地的绝缘电阻,其值不小于1MΩ。油流继电器每年应检查一次。运行中继电器的指针出现抖动现象,应尽快查明原因和处理,防止脱落的挡板进入变压器本体内。
2.1.6 温度计(测温装置)
变压器必须定期检查、记录变压器油温及曾经到过的最高温度值。应按照顶层油温值来控制冷却装置的投切、温度过高发信。确保现场温度计指示的温度、监控系统的温度基本保持一致,误差一般不超过5℃。温度计座内应注有适量的变压器油。应结合停电,定期校验温度计。
2.1.7 气体继电器
气体继电器应结合变压器停电进行二次回路电气绝缘试验及轻瓦斯动作准确度校验。变压器在运行时,继电器应根据不同的运行、检修方式(如进行油处理时)及时调整继电器的保护方式,并尽快恢复原状;当气体继电器发信或动作跳闸时,应进行相应电气试验,并取气样进行必要的分析,综合判断变压器故障性质,决定是否投运。
2.1.8 压力释放阀
定期检查压力释放阀的阀芯、阀盖是否有渗漏油等异常现象。定期检查释放阀微动开关的电气性能是否良好,连接是否可靠,避免误发信。结合变压器大修应做好压力释放阀的校验工作。释放阀的导向装置安装和朝向正确,确保油的释放通道畅通。运行中的压力释放阀动作后,应将释放阀动作后的机械电气信号手动复位。
3 核电厂主变压器的常见故障原因分析和处理
3.1 主变压器常见故障现象及处理
为了正确的处理事故,应掌握变压器的系统运行方式,负荷状态,负荷种类;变压器上层油温,温升与电压情况等。表1以秦山核电厂CP1000机组主变压器为例子,列举出了主变压器的常见故障现象、故障原因分析和处理步骤。
3.2 主变压器相关辅助电源丧失故障分析和处理
3.2.1 AC380V动力电源失电
冷却器动力电源采用AC380V、50HZ、三相三线制、双回路。当任一回路电源失电时,控制箱自动切换至另一回路,冷却器继续运行,控制箱发出I回路或II回路电源故障信号,不影响变压器运行。此时应检查回路电源,恢复供电,避免出现另一回路电源失电时,冷却器无动力电源不能运行,影响变压器运行。当双回路电源都失电时,AC380V动力电源下的负荷不能运行使用。动力箱无电源;各变压器冷却控制箱AC380V电源部分无电源,冷却器风扇、油泵、油流指示器不能运行,及控制箱内加热不能使用;由于1#、2#主变压器的冷却方式为强迫油循环导向风冷方式(ODAF),冷却器不运行时,变压器不允许持续运行。此时可:降下负荷,额定负载下允许运行20min;如20min后顶层油温尚未达到75℃,在这种状态下运行的最长时间不超过1小时;如有必要,要使电站相应设备停运。
3.2.2 DC110V控制电源失电
DC110V控制电源连接冷却控制箱控制部分,此部分失去电源,冷却器的运行投入及故障信号不能送出,油泵、风机的故障跳闸及报警等元件失灵,直至变压器其它保护装置动作,致使事故扩大,威胁变压器的正常安全运行。应及时查找原因,恢复控制电源的供电或者尽快停运变压器。
4 结论
加强核电厂主变压器的运行维护质量,可以及时消除不安全隐患,延长主变压器的使用寿命;快速准确的故障处理,可以减少损失,提高变压器的运行可靠性。本文基于秦山核电厂CP1000机组(方家山核电工程机组),首先对核电厂主变压器的结构进行了介绍,其次阐述了核电厂主变压器的运行维护事项,然后通过对主变压器常见故障的原因分析,提出了处理方法和步骤。为同类型核电厂主变压器的运行维护和故障处理提供了参考借鉴。
参考文献
[1]华东电力设计院.主变压器和高压厂用变压器(GEV)系统手册C版[S].上海,2010.
[2]保定天威保变电气股份有限公司.主变运行维护手册A版[S].保定,2010.
核电厂蒸汽发生器传热管运行维护 篇9
1 蒸汽发生器的功用及传热管破裂的危害
首先, 表现在电厂效益上, 传热管破损后必需停机停堆进行处理, 在一定时间内不能发电, 会造成经济损失。其次, 会造成放射性污染, 因为蒸汽发生器传热管及管板是一回路压力边界, 能量通过蒸发器传给二回路给水, 若是传热管破损, 相当于第二、三道屏障同时失去, 一回路带有放射性的液体就毫无阻碍地进入汽轮机和冷凝器, 从而造成这些设备放射性污染。如果不及时终止泄漏, 一回路的高压冷却剂还有可能使蒸汽发生器安全阀打开, 最终通过大气旁排系统排放, 扩散到大气, 对周边环境造成放射性污染。
2 造成传热管破损的原因分析
造成传热管破损的一般原因主要有三点:蒸发器结构本体上的原因, 一、二回路水化学问题和设备制造过程未消除预应力及选取材料的抗腐蚀性能低。具体如下:
2.1 一次侧水应力腐蚀开裂
在U形小弯头区, 由于弯管过程中留下过大的残余应力还有在胀管过渡区由于胀管时的机械应力未消除, 在运行时, 受一回路高温高压的影响, 在温度较高的内壁出现裂纹。
2.2 二次侧晶间应力腐蚀和晶间腐蚀
现在蒸汽发生器二次侧水中的杂质浓度已降低到很低水平, 但由于蒸发器自身的结构特点和采取自然循环的方式, 水被加热成为蒸汽离开蒸发器, 在滞流区、杂质堆积处和缝隙处, 不挥发性的杂质会浓缩104~105 倍, 这样水中的杂质离子就留在了蒸发器内, 就造成蒸发器内离子浓度增高, 甚至有些地方因水份蒸发而析出, 积沉在管板上或传热管与支撑板的缝隙里。还有一些难溶性微粒, 如Mg2+、Ca2+离子, 本身溶解度就非常低容易析出附着在传热管表面上。在这些区域因腐蚀性物质的积累造成二次侧晶间应力腐蚀和晶间腐蚀。这些离子可能是给水带进SG的, 也可能是运行前就留在SG内的。
2.3 防振条对管子的微振磨损和松动件对管子的磨损
传热管在防振条或支撑板的接触处产生不允许的磨损, 管壁会出严重的减薄现象。如果U形弯头区的防振条离支撑点距离过远或者管子与防振条之间的间隙太大, 都会在U形弯头区出现微振磨损。引起微振磨损的主要原因是流体流动时管子产生的振动, 流体的横流或顺流都会引起管子的振动, 并与防振条的距离、刚度、与管子间的间隙等有关。
2.4 耗蚀和均匀腐蚀
所谓耗蚀, 即是指传热管管壁发生减薄的现象。这是由于可溶性酸性磷酸盐在局部高度浓缩而对管子产生均匀腐蚀。耗蚀多发生于蒸汽发生器以下几个部位:
一是, 管板上方的管子根部, 特别是泥渣堆积区附近容易发生耗蚀;
二是, 穿过支撑板的那部分管子表面;
三是, 管束的弯头部位。
3 在蒸汽发生器使用寿期内避免传热管破裂应采取的防护措施
秦山二期的蒸汽发生器在结构设计和取材上吸取以往的经验, 通过对蒸汽发生器传热管本体抗腐蚀性能的提高, 从而在SG结构特点和传热管选材及制造过程中的预应力这两方面降低了发生腐蚀破裂的可能。所以在发电厂的整个运行寿期内应以考虑控制一、二回路的水化学特性为主, 还要做好预防性的检查和维护, 从而减少和避免传热管破裂的事故的发生。最后在机组大修时, 为避免蒸汽发生器传热管与空气直接接触还必须进行保养。
3.1 水化学控制
在蒸汽发生器中, 由于蒸发以及高温使杂质浓缩, 因此设计上增加了蒸汽发生器排污系统, 排污系统将排污水过滤除盐后重新排入凝汽器进行循环利用。通过连续排污虽然可降低杂质浓度, 但排污率只有42T/H, 作用有限。因此, 二回路水化学控制要比较严格, 具体可分为:
3.1.1 对二回路水质处理进行处理
为了防止残渣的生成, 二回路水主要向水汽回路加入挥发性碱性物质:氨水和联氨, 即采用全挥发处理。
氨水是挥发性碱, 它既可以调节pH值, 减少回路的腐蚀, 又避免产生杂质在蒸汽发生器水中浓缩。核电二期凝汽器是采用钛冷却管, 适当提高给水p H可以减少腐蚀和减少回路中Fe3O4/Fe2O3的产生, pH一般控制在9.3~9.7 (25℃) 。联氨作为还原剂, 它一方面使Fe和Cu处在非氧化态 (Fe3O4, CuO) , 另一方面, 是物理除气 (凝汽器的真空除氧和除氧器的热力除氧) 的补充, 除去回路中少量残余氧气。
3.1.2 对二回路的化学进行监测
二回路的化学监测必须要连续监测, 以便能随时发现异常现象, 同时要求测量灵敏, 能判断出细微的污染引起的数值变化。为了减少化验人员的工作和手动取样的频率以及能及时发现污染, 秦山二期主要依赖于化学在线仪表。
机组大修启动时, 有些参数需要手动取样, 比如, 二回路打大循环净化时需要取样测量铁离子含量。
3.1.3 必须遵守二回路化学规范:
对于无铜—氨处理, 正常运行时蒸汽发生器给水必须保证p H (25℃) 9.1 以上, 排污水必须保证p H≥8.9 (25℃) 。
对于氧含量的控制要求给水氧含量小于0.005ppm, 当功率大于40%FP, 抽取的凝结水氧含量小于0.010ppm, 当功率小于40%FP, 抽取的凝结水氧含量小于0.020ppm, 任意一个数值超标, 必须查明原因, 并避免吸入空气。
蒸汽发生器必须控制Na离子含量, 蒸汽发生器排污水的Na—阳离子电导率要求控制在图1 范围内:
3.2 传热管在役检查
对于蒸汽发生器传热管无论如何控制水质, 不腐蚀都是相对的, 腐蚀是绝对的, 只是时间快慢和程度的问题。所以除了水化学处理外, 还要对蒸汽发生器传热管进行在役检查, 通过发现前期的可预见性的缺陷, 提前采取相应的措施, 避免在运行中蒸汽发生器传热管破裂的事故的发生。
SG传热管在役检查一般在换料大修期间时执行。在役检查的结果一般以役前检查的数据做为对比基准, 监督蒸汽发生器传热管缺陷在运行中的扩展。检查的方法一般都采用涡流检查, 通过遥控机械手将探头插入传热管内进行无损检查。其原理是将交流电送入探头的细线圈内使其产生磁场, 使环绕它的传热管壁产生电磁流, 从而影响线圈返回的交流信号。当探头经过传热管有缺陷的区域时, 如有耗蚀或者点蚀, 根据线圈返回信号的变化, 可以判别破损的类型及程度。
当传热管外径缺陷超过壁厚的40%即认为传热管不可用, 所以当出现这种情况和已出现破口就要采取措施。一般有两种方法:一是, 堵管, 堵管是非常成熟的方法, 但是它只允许有20%以下的堵管率, 否则应降低额定功率;二是, 衬管, 衬管采用焊接或机械胀管为传热管增加一个金属衬管。它的优点是保持了蒸汽发生器传热面, 不会降低效率, 缺点是费用高, 只能衬一层, 而且衬管的接头可能先开始腐蚀。
必要时可以对蒸汽发生器进行机械清洗和化学清洗。
3.3 蒸汽发生器保养
在蒸汽发生器停用期间, 必须严格限制它的含氧量, 以防止局部腐蚀。所以必须对蒸汽发生器进行保养, 其分为湿保养和干保养, 其中湿保养是向蒸汽发生器充注经化学处理的除氧水 (溶解氧含量小于0.1ppm) 和将系统置于氮气保护下。而干保养是将蒸汽发生器水疏净后将蒸汽发生器的空气抽净, 然后使设备处于氮气保护下。
4 结语