田湾核电站论文

田湾核电站论文（精选12篇）

田湾核电站论文 篇1

引言

双层安全壳是田湾核电站设计的一大特点, 它不仅确保安全壳起到核安全的最后一道屏障的作用, 同时外层安全壳还可以有效地防御外来飞射物如飞机坠毁对核动力装置的影响, 尽管这种事件发生的机率是非常小的。在LOCA事故中, 内层安全壳万一有放射性物质泄露, 由于在两层安全壳中间的环形空间中保持负压, 使得放射性通过外层安全壳外泄到大气环境中的机率可以较单层安全壳降低约1个数量级。

1 安全壳的简单介绍

1.1 安全壳的安全功能分类

按俄罗斯的标准, VVER-1000的安全壳其安全功能类别为1类建筑物结构。他的破坏可以导致在反应堆失水事故发生时, 阻止已产生的大量放射性物质外泄到外界环境的功能失效, 对核安全构成重大影响。

1.2 主要参数

1.2.1 外层安全壳。

田湾核电站VVER-1000反应堆厂房采用了双层安全壳, 其外壳外顶高为74.2m, 外层包含着内层, 其主要功能是用来抵御外来的各种力的作用, 如外部的飞射物, 飞机的坠毁对反应堆造成的影响。外层为钢筋混凝土结构, 外直径为51.2m, 由于无密封功能, 无需覆盖钢衬;外层安全壳的钢筋混凝土结构厚度为0.6m。1.2.2内层安全壳。内层安全壳内直径为44.0m;内层安全壳为预应力钢筋混凝土结构安全壳, 混凝土厚度为1.2m, 内壁覆盖6mm的钢衬;内安全壳有2个扶壁柱, 直达穹顶对接;混凝土墙厚度为1.2m;内壳内顶标高为70.6m。1.2.3环形空间。内外层之间为一宽1.8m的环形空间, 其内保持一定的负压值 (150~400Pa) 。其目的是减少由于内层泄露的放射性物质向大气外泄的可能性;内安全壳的容积大约为69200m3;内壳与外安全壳之间的环行空间容积大约为25000m3。

1.3 预应力状况

内安全壳设置了120束预应力钢缆, 其中:垂直方向预应力钢缆55束, 水平方向预应力钢缆65束。

垂直方向为倒U形状的整体钢束, 两端固定在0m环行空间内;水平钢束经过张拉后两端分别固定在扶壁柱的左右侧面上。水平和垂直预应力钢束都各取2根进行定期张力监测。

1.4 人员和设备闸门

内层安全壳有三个层面, 即16.000, 22.500m和34.000m, 两个人员闸门分别设置在10.700 (方位角为45°) , 34.000m (方位角为200°) , 设备闸门位于34.000m (方位角为262°) 的龙门架附近。

2 试验描述

2.1 试验前提条件

必须在工艺贯穿件、电气贯穿件、人员闸门和设备闸门以及各种隔离阀就地检查完成后进行, 系统初始状态为。

反应堆安装完毕, 整个反应堆处于冷态, 一回路温度<50℃, 主回路压力小于3.5MPa。参照俄方提交的阀门清单, 将所有的手动阀门关闭, 将所有的电动阀、气动阀关闭。相关部门都已经做好准备, 包括程序文件准备, 人员准备, 试验工具仪器准备等。

2.2 试验描述

整体试验分为两个阶段, 第一个阶段为负压试验, 第二个阶段为正压试验。

负压试验主要为密封性检查, 试验压力为300~500pa;正压试验为两种, 一种是强度试验, 一种是密封试验。强度试验一般在机组建成后投入运行之前进行, 试验压力为发生LOCA事故下的设计压力, 0.46~0.50MPA。首次进行强度试验的过程中同时完成密封试验。密封试验在每次换料大修之后都必须进行, 试验压力为0.07MPa。

2.2.1 负压试验。

启动通风系统风机, 关闭乏燃料水池冷却系统的水泵, 关闭反应堆厂房内运转的其它设备, 当安全壳内负压达到300~500pa时从安全壳的内部和外部同时检查是否存在泄漏。对于发现有泄漏哨音的地方, 进行标记。使用发泡剂在存在泄漏的区域进行检查, 对已经确定发生泄漏贯穿件或其他部位进行处理, 处理过后再进行检查, 以验证是否依然存在泄漏。试验完毕后, 关闭通风系统风机, 待安全壳内空气压力与大气压力一致, 撤出安全壳内的工作人员。2.2.2正压试验。正压试验最高压力平台为0.07MPa。升压速率为0.01MPa/h, 压力平衡持续时间为6个小时, 测量需要持续15~20h, 如果一切正常的话, 整个整体试验过程持续48个小时左右。通过布置在安全壳内的温度传感器、湿度传感器和精密压力传感器进行测量, 在压力达到0.07MPa之后, 专门的测量计算系统根据安全壳内空气温度、湿度和压力的变化, 计算泄漏速率。2.2.3强度试验。强度试验无需每年都进行, 只有在发生事故或者安全壳组成部件经过维修更换后才进行。强度试验压力比较高, 与每年都进行的0.07MPa压力下的密封试验相比, 试验组织不同, 参加的部门也要增加, 必须考虑各种特殊情况与意外情况, 救护、消防等措施都必须到位。

3 TNPS的安全壳密封检测系统

3.1 该系统由下列组件组成:

精密热电阻温度传感器92个, 误差为:± (0.15+0.002*t) %;

精密压力变送器5个, 误差为:20Pa;

精密湿度传感器6个, 误差为:±3%;

德国产并行数据采集装置MGCplus, 114通道, 同时采集;通道测量误差为0.05;

应用计算机和“ATOM”软件;

精密热电阻温度传感器92个, 布置在安全壳内的各隔间, 基本的布置思路为:保证每700立方m的空间 (有效容积) 布置一个温度传感器;测量不同位置的空气的温度;

精密湿度传感器6个, 用于测量安全壳内空气的湿度;

精密压力变送器5个, 其中四个相对压力变送器, 用于测量安全壳内空气的相对压力, 一个绝对压力变送器, 用于测量大气压力。

3.2 热电偶, 湿度计, 压力表和测量装置的布置图 (详见图1安全壳试验方框图)

4 试验结果与分析

4.1 打压密封性试验升压和卸压过程

1月25日凌晨0点40分开始安全壳升压;升压速率稳定在9.8k Pa/h;1月25日上午8点45分, 压力到达0.0736MPa, 按照试验计划, 这个压力平台需要进行24h泄漏率试验。

1月27日升压过程中发现静压取压管线上CP001, CP002, CP004压力变送器接管处有泄漏, 随后进行了处理, 关闭压力变送器的根阀后, 将压力变送器拆下, 对螺纹重新攻丝回装后, 泄漏情况消失。

1月28日, 中午12点12分, 压力读数为0.3900MPa, 运行停止升压;1h后开始进行强度试验读数的测量;到下午16点, 压力读数为0.38833MPa。

1月29日, 下午16点, 技术支持处人员在设备闸门观察到宽度超过1mm, 长度超过500mm的裂纹, 随后中方向俄方通报。双方专家对裂纹进行了观察。俄方及时提交了关于设备闸门筒体周围裂纹的报告, 认为裂纹对试验和安全壳本体没有影响。

1月30日, 完成了0.39MPa平台下24h泄漏率试验后准备继续升压, 操作过程中发生了升压管线上安全阀连续起跳的事件, 多个阀门密封面损坏漏气。进行了阀门修复和安全阀临时整定后, 继续进行安全壳升压。

1月30日, 23点38分, 压力读数为0.45164MPa, 升压过程结束, 中俄开始进行联合检查和强度试验数据测量, 完成后开始降压。降压速率控制在9~10k Pa/h。

2月4日凌晨安全壳内表压降低至零压附近。上午9点, 开启34m人员闸门进行安全壳内观检查和设备状态恢复。上午11点, 宣布安全壳整体试验基本结束。

4.2 安全壳总体泄漏率的计算

安全壳总体泄漏率的安全准则为:在LOCA工况下, 每24h内泄漏量不大于安全壳内所含气体质量的0.2%。

在LOCA工况下 (Pa=0.39 MPa、Ta=273+150=423K) 的泄漏率限值Fa是不能直接进行检验的, 实际进行安全壳试验的时候, 气体的温度接近环境温度。而相应于LOCA工况下的压力 (Pa=039MP) 和环境温度下进行气压试验是可以测得出允许泄漏率Fe。根据气体状态方程可以推算:试验工况下最大允许泄漏率Fe与在LOCA工况下允许泄漏率Fa的关系如下:

式中:

Te为整体密封试验期间内的空气的环境温度 (绝对温度) :Te=273+20=293K

Ta为LOCA事故后安全壳内的空气蒸汽混合物温度峰值:Ta=273+150=423K

Re为试验条件下空气的气体常数:Re=287JKg-1K-1

Ra为LOCA工况下空气蒸汽混合物的气体常数:Ra=370JKg-1K-1

KL为安全壳的老化系数, 一般为0.75

那么安全壳整体密封试验工况下 (Pe=039MPa、Te=273+20=293k) 最大允许泄漏量就是24h内Fe=0.544Fa=0.544×0.2%=0.109%安全壳内所含气体的总质量。

实验条件下安全壳内干空气质量相对变化率是根据下式, 用测得的安全壳内平均温度、湿度、压力导出的。M= (P-H) V/RT, △M/M0=△ (P-H) / (P-H) 0+△V/V0-△T/T0

通常由于受压下安全壳的容积 (V) 变化可以忽略, 即△V/V0=0上式可以简化为

式中;

M:安全壳内干空气的质量

P:安全壳内气体的全压力

H:安全壳内气体水蒸气的平均分压力

R:干空气的气体常数

T:安全壳内空气的平均绝对温度

为了得到满意的平均温度和平均湿度, 在安全壳内不同位置设置92个铂电阻温度测点和6个湿度测点

对于安全壳B类试验, 在联邦法规中定义为对使用弹性密封圈 (包括柔性金属密封圈) 进行密封的安全壳贯穿件进行密封试验, 包括的对象有:电气贯穿件、人员闸门、设备闸门, 其余弹性密封圈密封的贯穿件;

对安全壳C类试验 (隔离阀密封试验) 联邦法规规定C类试验必须涵盖:

a.在正常运行工况下, 连通安全壳内外大气的贯穿件隔离阀, 包括净化通风系统隔离阀, 仪表阀, 真空释放阀等;b.安全壳隔离信号出现后, 需要动作关闭相应的隔离阀;c.在事故状态需要间歇开启关闭的阀门 (主要是指安注系统的隔离阀) ;泄漏率的算法同上。

4.3 试验结论

根据上述公式计算可以得出以下结论:

a.在安全壳设计压力0.39MPa下, 得到的安全壳泄漏率为, 50.700±20.750Nm3/24h (L=0.0733±0.0300%安全壳内空气体积/24h) 。b.在安全壳压力0.07MPa (升压阶段) 下, 得到的安全壳泄漏率为, 36.175±10.599Nm3/24h (L=0.0523±0.0153%安全壳内空气体积/24h) 。c.在安全壳压力0.07MPa (降压阶段) 下, 得到的安全壳泄漏率为, 38.042±15.217Nm3/24h (L=0.0550±0.0220%安全壳内空气体积/24h) 。

在三个压力平台下得到的安全壳泄漏率小于安全准则138.338Nm3/24h (L=0.2%安全壳内空气体积/24h) , 安全壳密封性良好, 满足规范要求。

5 几点体会

5.1 关于验收标准体会

按照俄罗斯法规, 俄罗斯机组在调试期间关于安全壳试验的做法是:在主回路安装完成, 安全壳隔离边界都具备条件后, 先进行安全壳的“整体试验”, 试验前和试验过程中主回路隔离阀充水———不参加试验, “整体试验”完成后, 再逐个对试验过程中充水的主回路隔离阀进行密封性试验, 将两者的累积, 得到安全壳的总的泄漏率。调试阶段得到的“整体试验”泄漏值 (包括测量误差) 放大到1.15倍, 作为每一年的在役试验的“整体试验”验收标准。对安全壳的总的泄漏率, 还是参照设计院给出的标准。

从上面的陈述当中, 可见ATE指的“整体试验”与我们所指的整体试验存在比较大的差异。国内的法规, 参照美国联邦法规翻译过来的, 联邦法规对整体试验 (安全壳A类试验) 的定义为:"TypeA Tests"means tests intended to measure the primary reactor containment overall integrated leakage rate (1) after the containment has been completed and is ready for operation, and (2) aperiodic intervals thereafter.

可见安全壳整体试验 (A类试验) , 是通过一次试验做出来的, 测量的是安全壳全部的泄漏;而俄罗斯法规里面, “整体试验”仅仅为部分的A类试验;

对于安全壳B类试验, 在联邦法规中定义为对使用弹性密封圈 (包括柔性金属密封圈) 的安全壳贯穿件进行密封试验, 包括的对象有:电气贯穿件、人员闸门、设备闸门。

对安全壳C类试验 (隔离阀密封试验) 联邦法规规定C类试验必须涵盖:

a.在正常运行工况下, 连通安全壳内外大气的贯穿件隔离阀, 包括净化通风系统隔离阀, 仪表阀, 真空释放阀等;b.安全壳隔离信号出现后, 需要动作关闭的隔离阀;c.在事故状态需要间歇开启关闭的阀门 (主要是指安注系统的隔离阀) 。

俄罗斯法规对隔离阀的密封试验规定的不是非常完整, 其安全系统的相关隔离阀都安在“整体试验”中进行。

5.2 降压过程0.07MPa压力平台泄漏率再验证问题

降压过程中, 安全壳内的空气膨胀, 导致其 内能减少, 温度降低。压力降低达到 0.07MPa 平台 后关闭排气阀门, 进行降压过程的整体泄漏率试 验。由于保压前安全内空气的温度低于安全壳内 其余设备的温度, 因此 24h 泄漏率试验过程中安 全壳内空气温度自然反弹, 同时渗入混凝土内的 气体释放, 保温材料吸附气体的释放导致压力变 化 持 续 缓 慢 升 高 , 压 力 在 15 个 h 内 反 弹 0.0011MPa。

进行密封试验测量的前提之一就是压力、温度平稳, 而当前的验证工况不符合数据采集的先决条件, 因此迟迟没有进行数据采集, 导致该压力平台下的泄漏率验证所花费的时间要比预期时间多4个h。

在今后试验过程中, 如何避免降压验证阶段的温度、压力反弹给试验带来负面影响?是否可以通过调整降压速率, 用先快后慢的方法保证总降压时间不变, 同时将压力反弹时间部分转移?这是一个值得认真探索的问题。

5.3 试验管理

5.3.1 风险管理。

安全壳整体试验是一项高风险、高难度的大型综合性试验项目主要表现在, 系统/设备/管道/容器/仪表等由于安全壳内充压至0.45 MPa而有压坏的风险、密闭的承压环境下作业有潜水疾病等的特殊作业风险、压力升高后安全壳内的火灾风险增大等。针对这些风险, 必须准备相应的安全措施、保护措施与应急措施。5.3.2接口管理。涉及面广、工作量大、接口多。涉及安全壳内的所有系统与设备, 参加单位涉及调试队、建造安装承包商、土建承包商、安全壳试验组等, 专业涉及土建、安装、机械、仪表、运行隔离、电气、测量等多个专业多个学科, 需要200多人的共同参与。

今后试验建议成立安全壳试验专项组, 由相关公司领导统一指挥, 下设项目负责人具体负责领导项目组开展工作。各部门各专业分头行动, 协调运作和集中管理相结合, 充分发挥核电团队精神。

结束语

田湾1#机组调试期间安全壳整体试验2004年1月22日正式开始, 至2004年2月4日上午11点圆满结束, 历经12天。各项试验顺利完成, 验证了安全壳满足各项设计要求。实际工期比计划进度有一定的延长, 但作为第一次进行这种大型的试验取得这样的结果是相当不错的。参加此次打压试验的前后共有十多个部门及专业, 参加的人员近百人, 涉及所有反应堆内部的及外围部分的系统设备。可以说此次安全壳打压试验的成功是所有参与单位共同努力的结果。

田湾核电站论文 篇2

一．目的通过参观田湾核电站，使我们对核电在发电领域的应用有一定的了解。

二．实习地点

连云港市，田湾核电站

三．实习时间

2011年6月24下午

四．公司简介

厂区按4台百万千瓦级核电机组规划，并留有再建4台的余地。一期工程建设2台单机容量106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组，设计寿命40年，年平均负荷因子不低于80％，年发电量达140亿千瓦时。田湾核电站1号机组1999年10月20日浇筑第一罐混凝土。2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆首次达到临界，2007年5月17日正式投入商业运行。截至2007年7月2日24时，1号机组累计发电量36.07亿千瓦时，累计上网电量32.54亿千瓦时。

五．实习内容

首先，我们看了视频介绍，了解了田湾核电站的发展历程。

然后，我们了解了压水堆核电站主要工艺流程，主要由三个回路组成：核反应回路，蒸汽做功回路和冷却水回路。因为二回路的存在，蒸汽没有放射性，这与日本福岛电站的沸水堆相比没有辐射外泄的影响。压水堆是用轻水（普通水）作为冷却剂和慢化剂。水在反应堆内流动将堆心中的热量通过蒸汽发生器传递给二回路水，并产生蒸汽推动汽轮机发电。压水堆内水的压力高达15~16MPa，温度高达320oC但仍保持液态不沸腾。

与核电站为邻 篇3

災难发生后，从来没人来通知让我们搬出来。福岛周围20公里内必须要避难，30公里自主避难。我们这种30公里以外的，就是自己随便了。

当初把家安在核电站旁边，倒也没太多考虑安全问题，因为有环境监测，核电站被宣传得很安全。由于核电站会给地方上补贴很多钱，所以就连街道也修得比较好。

我住的地方叫相马市，是个非常美丽的地方。海岸线很长，有防风林，一般都是松树。以前我总想，要永远住在相马，因为地方太好了。住在这里的理由很多—离海边近，吃完饭开车五分钟就到海边，可以在海边散步，原来一周总要散步两三次。

现在，整个海岸线被冲得一塌糊涂，从谷歌地图上看，就像被狗啃了一样。这是很让人痛心的事情，你在那里呆时间长了以后，它就是你的家园，你的故乡。

那些美丽的风景，都已经没有了。有些地方，本来很好的树林，让海啸连根拔起。现在，重建人员在整理垃圾，上千的树根摆在一起，整整齐齐的。本来这个地方美丽得像天国一样，但是现在已经面目疮痍。很多人对这个地方，就不像以前感情那么深了。

地震以后，我去海边的次数也少了，即便去也是去看災区。这种风景没有几百年可能都恢复不了，松树长起来很慢。人造的可以复制，但是自然风景是没法造出来的。

逃离

回想去年地震的时候，其实谁都有点慌，但慌乱给你带来的好处不多，坏处不少。去年3月15日早晨，大家得知核电站里出现了故障。我们还是比较相信日本政府的，可能它自己的情报也不多，但我认为它有意欺骗的东西还是很少的。

对于災难来临时要不要向民众通报，日本政府会有自己的政治判断。比如核电站出现问题，但到底有多危险，什么时候有危险，什么时候最危险？没有人能给出准确信息，这超出了人的判断能力。

我周围的人都比较平静，邻居都没有走，日本人更是基本没有动。但是，我走了。

（2011年）3月15日一大早，看到福岛核电站第二次爆炸比较剧烈，我作了一个判断：走了后，我还可以回来；但是如果没走，情况恶化的话，我就走不了了。

于是，当天晚上我就到了工作的地方—古川，16日早晨到仙台，晚上到新泻，17日就回到上海。在中国的亲戚朋友，基本上每30分钟就会来一个短信、一通电话。有的亲戚说：“如果你不回来，我们就绝食。”其实我自己心里还是比较放心，之所以回去是不想让他们担心。在国内那两周，我基本都在旅游，到上海，到广州，见亲戚朋友。

我是1965年生人，面子对我来说已经是一个很次要的事情了，脑子里考虑的都是安全。去年，4月6日，我和太太重新回到古川开始正常上班，只是孩子依然留在中国。我在古川工作，而太太就在福岛附近上班。人首先要生活，在生活中，放射线只是一个因素，一个很小的因素。

大災难发生时，在我周围，日本人基本没有离开，有几个中国人也是根本没动。为什么？因为周边的日本人没一个走的。人就是这种群体互相感染的东西，大家都没有动，你动的话，就会怪怪的。我知道有一个中国人，在一个半官方机构工作，平时表现很好，只是那段时间回国了一段时间。回来以后，他就觉得不大对劲，周围的人认为他是逃兵。在工作单位，有一种责任意识，大家觉得应该坚持的时候，你却走掉了。

我是另外一种情况。我的手下是韩国人，他比我回来得还要晚。2011年3月11日地震，日本人是18日开始上班，28日完全开始正常生产。当时，大家看到我们俩的座位都是空的，就担心我们不回来了。当看到他们又重新回到这里时，大家都高兴死了。

我走的时候没有请假，这是心照不宣的。面子这种东西可以完全不顾，当你要做这个事情，你就去做。能理解你的人，就能理解；不能理解你的人，你怎么说都不理解。你与其越描越黑，还不如不说。

总的来说，日本人的理解力还是很好的，对人的猜疑非常少，是一个很单纯的民族，单纯得有时候你会觉得像愚笨的感觉。他们没有心眼，你要欺骗他们是件很容易的事。但是你千万不要骗，因为一旦他们知道被骗了，从此就再也不信任你。

去年七八月份的时候，我们想着孩子要回来了，就买了个测辐射值的仪器。家里是测不出来的，门口也基本测不出来，偶尔能测到0.12-0.16微西弗/小时。我的孩子一个三岁，一个五岁。在他们的安全问题上，我相信我的判断。

至于回来之后的生活，跟原来有些不太一样。我太太现在只喝饮料水，不喝自来水，我是什么水都喝。我的判断是，这个一点危险都没有。家里买菜，尽量买产地远一些的，比如蔬菜就买北海道的，肉的话买国外的。没得挑的话，就会问问是不是大棚里的。放射物就跟灰尘一样，是微粒子，大棚里的要干净点。

当时，我稍微犹豫了一下要不要搬家，但最终的结论还是不搬。搬离家园是一件很难的事情，你的地在那里，房子在那里，离开就相当于丢掉一个基盘，转到另一个基盘。在这一带，根本找不到比这里更好的地方。换到城市里，你不可能会有一个院子，不可能在你的院子里种西红柿、黄瓜。而且，你带着孩子在路上散步时，还得忍受车来车往的废气。

其实，要说危险，什么地方都有。我在这里可能有核辐射，但你在国内，就会有三聚氰胺，到饭店就要吃地沟油，要吃苏丹红。到底哪个更危险？这是一个说不清的事情。你坐飞机来日本，受的辐射说不定比我在这里住几个月还多呢。

文明社会里面的危险，会存在于很多方面。我想死于放射性污染的，一年里一个都没有。

迷茫

要说人的变化，我觉得这一年里大家变得互相理解、宽容了起来。对我自己来说，现在变得比较容易满足。以前我会想：我的奖金多吗？车子有划痕吗？而现在想的是：今天过得不错。每天都过得不错，之后就觉得更幸福了。

这种幸福是你在失去一些东西之后得到的。在失去了一份东西的同时，你就失去了三分欲望，也就更容易满足。幸福不幸福，不在于你客观拥有多少，而在于你有多大的满足度。

福岛这个地方，其实有不少中国人。在日本就没有找不到中国人的地方，毕竟有70万人呢。海边很多小渔民农民，娶的都是中国太太。很多年轻的女性都去大城市了，日本小地方男人找媳妇也不容易，所以就在中国、越南人中找。我在相马认识的绝大部分人，都是嫁过来的中国媳妇。

去年3月11日后，这里的华人确实减少了很多。在地震前，整个福岛县大概有5000多个保留中国国籍的；地震以后，根据上周统计的数据，是3700人，少了一千多人。这里面有些是研修生，工厂被冲掉就回去了；有些是不想呆在日本，回国了；有些是房子被冲掉了，和老公呆着没什么意思，于是回国。这样的家庭就算是解体了。我知道的一个例子是，一个中国女人跟日本丈夫说：我回趟国。然后就不回来了。就算回来，也不一定回到丈夫身边。

有些人是浮萍，有些人是小树，有些人是大树。挪走大树需要下定决心舍弃很多东西，这就涉及一个人的价值观：哪些东西对你更重要？放射线重要，还是生活质量重要？我可以支付这样的成本，我不在乎放射线。

在福岛这个地方，产品、渔业是品牌。但地震之后，它的品牌一落千丈。有时候简直莫名其妙，福岛做个水泥柱子送到大阪去，大阪人都要上街抗议，称：这是福岛的，我们不要。他们觉得有放射性物质在里面，要检测一下。这是个很有名的案件，市政府没办法只好检测。

现在的福岛人都明白，自己要更努力一些，才能使家园逐渐恢复起来。大部分人，对将来还是很迷茫。震災之后的恢复，福岛和别的地方不一样，别的地方就是重建，但是福岛的复兴是一个非常长期的、可能会让很多人疲惫的过程。核电站那边甚至都不是需要十几年修复时间的问题，那边基本是要放弃了。

其实福岛没有大家想象得那么危险，这是个事实。我们也想测出点放射性物质来，但是没有。福岛是个受害者，他们生产很多东西，但是又卖不出去，也不知道该把力气使在什么地方，这会让人很迷茫。但人总得经历迷茫，对一个国家、一个地区来说也一样。长期来看，它会是一个很小的插曲。

从另外一个角度来说，对日本国民、对全世界来说，“3•11大地震”也是一种财富：有了这样一次经历，大家会变得很冷静，对核的认识会深刻得多。大災难过后，会促进自然能源的开发，这是一个非常大的转机。

我是一个搞技术的，以前觉得核电站当然应该建，因为太阳就是个核电站。现在想法完全变了，核本质上是一个很危险的东西，是人类不能控制的。一般的电站，送进去能量，出来电力。有事故的时候，送不进去能量，就出不来能量。而核能呢？安全的状态下，我们把它存起来；不安全的时候，它会失控，本质上它是一个不安全的东西。

人类在过去30年内所创造的文明，让我们一下子进化了过去几十万年的东西。但过去几十万年我们很平安地过来了，以现在这样的发展，人类还能像过去一样存在下去吗？这是讲不清楚的事情。

田湾核电站换料机仪表控制系统 篇4

关键词：换料机,换料机控制系统,INFI90,换料机控制工况,换料机过程控制单元

1 换料机系统组成

换料机系统是指控制系统和工艺系统两部分:

1.1 控制系统包括电器设备

-电动机,制动器(用来停止机构或把机构保持在停止状态)

-地震制动器(它们用来在换料期间当出现地震危险时稳定住大桥和小车,并在断电情况下使换料机处于保存工况)

-编码器(机构位置的指示仪表),终端传感器(它们用于机构处在极限位置限制其移动并把信息输入给系统),测力仪(用于测量机构的作用力)

-测力仪放大器(用来放大来自测力仪的电压信号0~10MV范围内,放大器将其放大到4~20MA)等。

换料机控制系统是用来不间断监视换料机的工作参数,实现对反应堆燃料和其他与燃料有关的工艺设备移动(换料)的控制。

1.2 工艺系统包括

-大桥

-小车

-拉断提升机构

-工作杆抓具

-工作杆棒数抓具

-工作杆旋转

-摄影杆旋转

-摄影杆提升

-燃料组件头部高度检测装置

从而保证换料机的安全运行记录换料相关信息。

2 换料机控制系统工作原理

2.1 控制系统描述:

图1显示了换料机控制系统(以下简称换料机控制系统)简图。换料机控制系统安全可靠运行意味换料机的相关部件在存放有燃料组件的区域(反应堆,冷却水池,换料井)的可靠运动,并给操作人员提供准确的换料信息。换料机控制系统有两个通道(遵守冗余设计准则),每个通道可以独立的获得有关机构的位置信息,拉力信息和速度信息,根据外部系统送来的信息起动相应控制机构。来自两个通道的信号都进入VOTER(表决)装置中,在这里进行逻辑比较,如果两个信号一致那么控制命令将发出并投入所选择机构或一组机构的驱动装置。如果两个信号不一致,投入驱动装置的命令将不会发出,同时在屏幕上显示数据不符的信息报警。在这种情况下必定是那条通道出了问题,只有解决问题才能继续工作。如果紧急完成或继续已经开始的操作,那么可以闭锁出问题的通道改用手动带闭锁方式控制。

2.2 换料机控制系统的结构

2.2.1 换料机控制系统结构为四层:(见图2)。

第一层工业以太网。由一台HP procurve switch 2512组网,其中的OT3由一个无线连接设备与以太网进行通讯。

第二层INFI-NET环路。在换料机控制系统中,采用双环路结构,以保证数据传输的可靠性。它是环路上各节点共享的串行数据高速通道,它可以最多有63个节点。节点可以是过程控制单元PCU,操作员接口站,计算机接口单元等,过程控制单元PCU(process control unit)是INFI90的核心部件,由它来完成闭环控制、顺序逻辑控制和数据采集的任务,一个过程控制单元是INFI-NET上的一个节点,他可以和环路上的其他节点进行通讯。而标准化的模件又是PCU的核心部件,PCU所能实现的一切功能都是由它所包括的各种模件体现出来。每个PCU里最多可以有32个主模件,每个模件的地址和它在PCU的位置无关,仅取决于模件地址开关的设置。

PCU柜包括模件安装单元MMU,端子安装单元TMU和电源安装单元PMU。MMU是一个为INFI90模件提供电源和通讯口的印刷板插笼。在PCU柜可以逐层安装若干个MMU,每个MMU可以并列插进12个模件。端子安装单元TMU提供现场信号和模件之间连接。端子单元TU上一般配有组态用的输入输出跨接器保险丝和端子块。

由现场来的信号接到端子块上。然后通过端子单元上的一个标准插头用一根最长不超过200英尺的电缆连到模件上。为应付多种不同的I/O信号和模件,一系列端子单元供选择。电源安装单元PMU包括电源输入板(PEP)风扇组件和电源供给模件。

电源供给模件接收来自PEP的120/240VAC输入,为INFI90系统提供模件电源和I/O电源。模件安装单元MMU中模件包括三种类型通讯模件,智能模件和I/O子模件。

第三层控制通道(CONTROLWAY)过程控制单元(PCU)中所有智能部件进行通讯的通道叫控制通道,安装在MMU底板上。每一个PCU中,可以安装编有地址的智能模件32个。控制通道上的各智能模件采用竞争广播的方式发送信息,当发现两个模件同时发送信息时,两个模件必须都退回去,让出控制通道,经过时间延时,再竞争发送信息,每个模件发送信息的机会是随机的。

第四层子模件扩展总线(I/O EXPANDER BUS)它是高速同步并行总线,在主模件和子模件之间提供通讯路径。它是存在于主模件和子模件之间一并行地址/数据总线并安装在MMU底板上。主模件和它的子模件在过程控制单元中形成一个单独的子系统。主/子系统间的子模件扩展总线必须是独立的。在换料机控制系统中MFP和它的子模件之间的的数据传送在子模件扩展总线上进行,MFP能完成四种类型的数据传送功能:写一个命令到子模件;询问子模件的状态;写数据到子模件;从子模件读取数据,其物理连接方法与过程通道类似,不同的是对应的P2连接器的针脚不同。

在图2中OIS:操作员接口站;

LIM:环路接口模件;

BIM:总线接口模件

2.2.2 换料机软件结构。

为了保证燃料在机构工作区域的安全移动采取的措施是通过程序来实现的,该程序具有两层结构,下层的控制是从测量仪表上收集数据然后把它传送给高位机控制,接受高层次的控制信号,逻辑处理信号,实现低位机的闭锁和把控制信号传递给换料机的驱动机构。第二层高层次的控制用于控制换料循环操作(系列操作组合)包括传递和测量信号,实现高层次闭锁显示机构在水平和垂直方向的位置图标,打印记录换料过程的信息,以及在两个控制台(电脑上)建立换料数据的记录。两个控制台,其中一个产生控制信号,同时另一个用来显示信息。还有一个事故控制盘,当事故工况下将控制台闭锁,事故控制盘通过电缆连接换料机电器驱动装置,直接对换料机进行手动操作。换料机控制系统还有一个便携式控制盘它用于直接在现场的换料机上实现控制,在使用便携式控制盘时,控制台1和控制台2将被闭锁。换料机的控制是通过便携式控制面板来实现,便携式面板是用笔记本电脑来代替实际工作站。

换料机控制系统工作在模拟工况,它可以在无须移动任何装置的情况下完成所有工艺操作。操作员可以通过模拟机模拟所有试验工况,操作人员可以通过控制台上的显示器提供换料过程的相关数字信息和图表信息,操作控制机构和选择控制工况。

3 换料机控制系统工况

换料机控制系统包括以下几种工况:工况的选择用鼠标完成。

3.1 在“手动不带闭锁”下机构运动的控制将不遵循工艺闭锁的限制。

闭锁只能将机构的运动限制在工作区域中间和当拉力超过限值时停止工作。这个工况适用于完成那些非标准的操作。

3.2 手动带闭锁工况

在保证所有的保护和闭锁的情况下,由操作员通过遥控控制面板来实现控制操作,在这种工况下,控制可以仅由一个装置来实施。

3.3 半自动工况

在保证所有的保护和闭锁的情况下,操作人员在完成上一步操作之后,需要进行确认方可开始下步操作。

3.4 自动化工况

自动化工况在保证所有的保护和闭锁的情况下,由系列相互联系的工艺操作组成的工艺循环,它的选择是通过遥控控制面板来进行的。在自动化工况下换料机构可以同时移动大桥,小车,摄影杆的旋转平台,也可以同时移动工作杆和TV杆。

换料机控制系统在换料过程是不间断,但外部供电中断,换料机也允许工作在手动状态。换料机控制系统在自动化工况、半自动化工况、手动带闭锁工况时换料机具有两个控制通道,保护和闭锁的功能是通过逻辑2取1来保证。而控制命令按照2取2换料机可以一个通道工作(如果一个通道坏了)相互切换,互为备用。

3.5 换料机正常运行工况破坏时,他可以工作在下列工况:

—手动控制不带闭锁

—事故工况(直接控制驱动机构)

3.5.1 手动不带闭锁控制工况。

本工况用于在一些非标准工况下从遥控控制面板上完成一个单独的操作或在不存在保护闭锁和保护闭锁有限制的情况下进行换料机构的调节工作。在这种工况下,换料机控制系统只能控制操作换料机的一个机构且以最小速度移动。

3.5.2 事故控制工况。

换料机控制系统将无任何保障程序,直接对机构进行控制。在这种工况下,所有的工艺保护和闭锁都不工作,这种工况只是用于调试阶段或在得到特殊许可的情况下,操作人员进行控制。

投入和控制该工况可以通过事故控制面板来实现。该工况的投入是通过转换开关AUTO/MANUAL设定为MANUAL来实现。在这种情况下,对各种驱动机构的控制从换料机控制系统的接口上断开并直接连接在事故控制盘上。离开该工况是通过把转换开关AUTO/MANUAL设定为AUTO来实现。

4 换料机控制和测量

换料机控制系统的控制由两个工作站来完成。操作人员被分成两组分别派往这两个工作站。只有一个控制台是处于主动控制模式下,其他控制台都只显示当前信息。各工作台的功能相同,都由一种程序控制,在工作中各工作台的角色可以转换。在各装置工作页面的交互模式和图形页面控制中可以实施控制操作。图形页面控制将显示工作区域的边沿、燃料组件的处理舱、组件、工具的安装,还能记忆显示装置及其在工作区域中的位置。

工作时,操作人员控制换料过程—设定的工艺操作的执行情况和控制系统的状态。换料机控制系统连续记录和存储与换料过程和系统状态有关的信息。操作人员可以在任何时间打印出该信息记录。当然他还可以在交班时或每天打印出该记录,作为他的工作小结报告。

换料时,换料机控制系统对工艺保护和联锁功能实施自动控制。

5 控制系统部件的布置

换料机控制系统的主要部件放置在换料机控制间,该控制间位于反应堆厂房安全壳外的控制厂房。设备布置于7个电气控制柜和3个控制台。其中部分部件安装在换料机上面,部件与部件之间是通过穿过安全壳电缆连接。

6 田湾核电站换料机的主要特点

6.1 自动化程度高

目前换料机已经实现了全自动化工作模式,就是把一些简单工艺操作(例如把燃料组件从堆芯运到燃料水池格架上(事先输入好坐标值)然后作为协议固化在程序中,操作只需每次启动该协议换料机就会自动执行。这项技术大大缩短在关键路径的换料时间,提高了工作效率,该项技术运用在国内各核电站尚属首次。

6.2 可靠性高

—结构可靠性。分散即意味着危险分散。局部故障不致引起全局故障。

—部件级可靠性。部件机构,工艺充分考虑可靠性要求,焊点,接插件,安装均采用先进技术措施。供电方式,环境条件,如防静电防水防尘等方面采取措施。

—采用冗余技术。所谓冗余即采用完全相同功能的一个或几个通道采用表决方法提高系统可靠性。换料机控制系统的关键环节和部位,设置了许多冗余。如通讯线路和系统采用冗余配置;供电系统采用交直流双回路供电,蓄电池后备等措施。操作站也设置多套,互为备用。关键控制回路也可以设置备用,辅以广泛的自诊断功能和自动切换功能使整个系统可靠性大为提高。换料机控制系统设置一定范围常规手动操作器和监视仪表作为备用,已确保系统安全。

—安全可靠性。换料机控制系统可以接受来自下列系统报警信号:

—辐射监测系统;

—地震监测系统;

在出现辐射危害,辐射监测系统会向RMCS发出信号,停止移动桥吊和小车的横向装置。

在有地震危险时,地震监测系统向控制系统发出信号并切断RMCS的电源。

6.3 精度高

换料机对准服务区域内指定座标,其精度达±3mm

6.4 维修使用方便

换料机控制系统的设计充分考虑用户维护使用的方便性。在使用方面无论系统的组态.调整.修改。可以在线进行。操作控制人员借助十分直观丰富的画面,进行监视与操作,而不需要监视大量的常规仪表,劳动强度大大降低。由于各种功能组件种类相对较少,备品备件易于准备。通过自诊断技术,使系统维护十分方便。换料机控制系统能对设备进行集中监视和诊断。就地面板也设置有状态指示灯,插件允许带电插拨,使系统的自动管理水平不断提高

7 存在问题和需要改进的方面:

换料机控制系统采用美国贝利控制公司IN-FI90分散控制系统。它是计算机技术,控制技术,通讯技术和图形显示技术相结合的产物,是完成过程控制,过程管理的现代化设备。INFI90分散控制系统在国内电站已用100多家性能稳定可靠。在田湾核电站换料机上运用也相当成功。

7.1 但在调试中我们发现电源模块(IEPAS02)工作状态不稳定。我们和ATE调试人员检查后,经替换消除故障。

7.2 AV2000信号放大器经常出问题。此装置为匈牙利产品俄方专家修过几次,建议多卖些备件。

7.3 UNIDRIVE插头接触不良。

7.4 1#核岛换料机调试历经15个月,原因有两个方面:

—1UJA34120反应堆维修平台时间窗口安排不合理。很多时候不得不让出调试时间来做其他工作。在2#岛调试时注意此问题

—机械部分不符合项比较多(例如燃料组件头部高度检查装置的弹簧组不工作)。跌落组件抓具设计不符合要求,不能同换料机工作杆配合使用。换料机的控制棒组件抓具传动机构的系列部件受损。换料机的燃料组件底座观察装置和高度观察装置无法到堆芯部分工作。在某种程度上也影响换料机软件的调试。

结束语

核电站的安全 篇5

■ 张 靖

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《中国科技纵横》2005年第2期

工业科技期刊-专题

60多年前，科学家发现铀－235原子核在吸收一个中子以后能分裂，同时放出2－3个中子和大量的能。放出的能量比化学反应中放出的大得多，这就是核裂变能。裂变反应是由中子引起的，而反应结果又产生了新的中子。如果能用新的中子引起新的核裂变，裂变反应就能连续不断地进行下去，同时不断产生能量。人们找到了实现这种产生连续反应的条件，这种反应就叫链式裂变反应。铀－235原子核完全裂变放出的能量是同量煤完全燃烧放出能量的270万倍。

于是，人们利用核反应来获取能源。核能专家普遍认为，核能是安全、清洁的能源，在一些发达国家，核电已经成为电力发展的主力军。2020年以前，我国还要筹建27个核电站。但对于普通大众，核物质的强放射性、切尔诺贝利核电站的核泄漏事故等，仍令人有些“谈核色变”。

核电站会不会污染环境？核电站发生事故的可能性有多大？一旦发生事故，后果将如何？另外，核废物也威胁着人类健康和生态环境。核电站越多，产生的核废物也越多。核废物的放射性分高、中，低三个水平，核电产生的低中放废物已有完善的处理、处置技术，但是高放射性废物处置还是一个世界性的难题，处理不好就会遗祸万年。

本专题针对核电站的安全和核废物的处置两个方面进行了介绍。

1、核电站并非恐怖怪物

核电就是利用核燃料（例如铀—235和钚—239）原子核的链式裂变反应进行发电的。通常，一个核电站分为核岛和常规岛两部分。不是说这两部分要建在两个岛屿上。核岛是指核电站里反应堆所在的区域，而常规岛就是与普通的电厂一样的相应发电设备，只不过推动发动机的热量来自核裂变反应罢了。

核电站建在哪儿

选择核电站的厂址需要评估的项目很多，要从安全性、环境保护和经济效益三个方面来考虑。既要考虑核电站对环境的影响，也要考虑环境对核电站的影响。核电站一般都建在远离城市和人口密集的地区。

核电站的选址要考虑地震、暴风和洪水等自然灾害的因素。对于地震，厂址首先应远离活动断层和地震强度偏高的地区。对于暴风，厂房结构须能够抗御一定强度的台风和龙卷风以及大风吹起的抛射物的袭击。厂址还须选择在不受洪水威胁的地区。清华大学核安全研究室主任曲静原教授说：“如果当地龙卷风很强，还一定要把核电站建在那里，建筑物就得设计得非常坚固，这样标准就高，造价也就高；如果要建在洪水水位比较高的地区，还要想办法加高地基，这也会增加成本。”

另外，核电站要尽量建在远离易燃易爆物品，如油罐、炸药库或军用设施的地方。如果附近有这些设施，就要计算各种可能爆炸起火的设施与核电站之间的安全距离，核电站所在的位置必须大于这个距离。还要评估其他类型爆炸的影响，评估的范围甚至包括交通路线上如公路、铁路上运输的物品爆炸或飞机坠毁的可能性。

核电站运行的时候要排放大量的废热，所以热排放也是选址要考虑的一个重要因素。“这也就是我们国家目前的核电站都建在海边的原因之一”，曲静原教授说，“这种载带热量的水的量很大，例如在大亚湾核电站，每秒钟就有近百立方米的热水（也叫温排水）直接排放到海洋里。这些温排水含有少量的放射性物质，但据目前的监测，还不会影响到海洋生物。”

最怕堆芯熔化

为了防止反应堆堆芯中的放射性裂变产物的外泄，在工程上从内到外设置了三重实体屏障。“防止反应堆中的放射性裂变产物泄漏到周围的环境是核电安全的核心任务”，曲静原教授说，“核电站中的放射性裂变产物产生于反应堆堆芯。只有在堆芯发生严重损坏或熔化的情况下，才有可能发生大量放射性物质的泄漏。所以，堆芯熔化是最为严重的反应堆事故。”

压水堆核电站的堆芯始终淹没在冷却水里。因为水可以带走热量。如果管道破裂，冷却水流失，不能及时带走反应堆中的热量，堆芯就可能熔化，放射性物质可能泄漏出来。所以，工程师们在设计反应堆的时候，十分重视设计能够及时补水的安全系统，通过水的循环把热量带走。

即使堆芯熔化也不一定就导致核泄漏事故。曲教授说：“核电站采取的是纵深防御原则，堆芯熔化也不一定会把反应堆中的放射性物质大量释放到外界环境里，因为还有其他的保护屏障。一道防护屏障被突破了，还有一道防护屏障，这道又破了，还有下一道。当然，如果所有的防护屏障都失效了，就得启动应急措施了，例如迅速撤离电站周围的居民。”

反应堆的设计还要考虑其他一些可能发生的意外，保证在发生这些意外的时候，反应堆能够借助于自身的安全系统，保持安全状态。“其实，核电站发生核泄漏事故的概率很小”，曲教授说，“首先，核电站的运行人员部经过了严格的岗位培训与资格考核，即使已经取得了运行执照，也要定期再培训。在安全设计上，即使运行人员出现了错误操作，安全保护系统会自动阻止事故的发生，如应急堆芯冷却系统，会在发生失水事故时，自动注水，保护燃料元件的包壳，不让它受到损伤或熔化。还有安全壳中的喷淋系统，如果高温高压的放射性气体进入安全壳，并超过了它的设计压力，它就可能破裂。这时，喷淋系统就可以喷洒含有化学物质的冷却水，降低安全壳中的温度和压力，并使安全壳中的一部分放射性物质沉积在安全壳中。另外，为了保证安全系统的可靠性，安全系统釆用冗余的原则进行设计，例如，核电站设计釆用多列安全注水系统，在发生管道破裂的情况下，只需其中的一列运行正常即可保证补水成功，从而防止堆芯受到损坏。”

事故没那么容易发生

既然沾到一个“核”字，核电站会不会像原子弹那样爆炸呢？曲教授告诉我：“核电站发生核爆炸是完全不可能的事情。在核电站有可能发生的爆炸，是氢气和蒸汽等气体的混合物的爆炸。所谓的核爆炸指的是像原子弹那样的爆炸，是需要特定条件的，一定体积内核材料的质量必须达到一定的数量。制作原子弹所用的燃料中铀—235的含量非常高，在90％以上，而核电站使用的核燃料仅含有3％左右的铀－235。有个比喻非常好，如果把原子弹比作是白酒，用火柴就可以点燃的话，那么核电站所用的核燃料就是啤酒，酒精含量很低，是点不着的。而且，原子弹的爆炸是以一套精密复杂的系统引爆的，这种苛刻的条件，在核电站是不存在的。”

那么，像20世纪80年代苏联切尔诺贝利核电站（今天的乌克兰境内）那样的恶性核泄漏事故，会不会发生在现在的核电站呢？曲教授认为，切尔诺贝利核电站事故可以说是一个特例。切尔诺贝利核电站最初并不是用来发电的，而是用来生产军工产品的，比如原子弹的核材料，后来经过改造后才用来发电。事故的主要原因有两个方面，一是运行人员严重违反操作规程，他为了试验在停电条件下，发电机转子靠自身的转动惯性能继续供电多长时间，切断了所有安全控制系统，致使安全保护系统不能启动。二是反应堆安全设计上存在严重的缺陷，致使反应堆发

生剧烈的氢气和一氧化碳混合气体爆炸，整个堆芯和大部分反应堆建筑被摧毁。更糟糕的是，切尔诺贝利核电站没有最外面的安全壳，导致大量的放射性物质释放到外界环境中。事故发生后，有人做过研究，认为如果有安全壳的话，核泄漏不会那么严重。值得指出的是，在事故污染地区的居民中，目前还没有发现直接由于辐射照射而死亡的情况，但事故导致的心理反应，例如，头痛、睡眠障碍、情绪不稳定等广泛存在，这种反应主要产生于对核辐射的恐惧，而不是实际受到了辐射。

对于可能发生的军事打击或恐怖袭击，曲教授认为：“核电站在战争中受到军事打击或受到恐怖袭击的情况下会产生什么样的破坏，对环境会产生什么样的辐射后果，现在还在进行相关的分析研究。从目前的研究结果来看，核电站的安全设计使这些攻击造成的辐射影响可能不像人们最初想像的那样糟糕。”

日常核辐射量不大

对于核电站的工作人员和附近的居民来说，即使不发生核泄漏，长期工作或生活在核反应堆周围，无色无味、看不见、摸不着的核辐射会不会日积月累，危害他们的健康？曲教授说，根据目前的研究和监测，还没有发现核电站产生的辐射会对人体健康构成威胁的证据。对于低剂量的辐射积累，不可能得到确定的数据去预计它会产生多大的危害，只能根据高剂量辐射造成健康危害的有关数据对低剂量可能产生的危害进行外推估计。比如，日本长崎和广岛的原子弹爆炸中，有很多人受到了高剂量的辐射照射。长期以来对这些人群进行的跟踪研究获得了宝贵的数据。根据这些资料，可以对低剂量下的健康危害进行推算。

核电站有严格的规定，员工五年平均受到核辐射的值不超过20毫希，但个别年份里可以达到50毫希。一旦超过这个标准就要离开相关岗位。曲教授因为工作关系经常进入核电站：“进入核电站时，要在胸前的口袋里插上剂量笔，随时显示受到的辐射值。而在辐射较高的地方，停留的时间不能超过规定的时间限制。”

核电站还有一项常规的工作：定期从环境介质中取样，按照一定的方法分析，检测放射性物质的含量高低。原在秦山核电站工作的核电专家郑本文说：“作为监测环境的手段之一，秦山核电站经常买羊，测量羊身上的放射性核素含量。从秦山核电站建成开始，核电站环境应急处就在核反应堆周围50公里范围内，对空气、水、土壤、农副产品进行检测。在离核反应堆3公里范围内还有36个布点的实时自动检测系统，至今没有发现任何异常的环境数据变化。”

2、高放废物如何处置

放射性废物足指那些在裂变的过程中产生的长寿命的裂变元素，它们的放射性需要数万年才能衰减到对人类无害的程度。同时，它们含有毒性大的核素，例如10毫克钚可使一人致死。人们究竟将如何处置高放废物?带着这个问题，我来到核工业北京地质研究院，采访了中国高放废物处理处置项目负责人王驹。

“不仅核电站在生产过程中产生高放废物，报废的核反应堆堆芯里也含有高放废物。另外，核军工业也产生高放废物。”王驹说。

随着我国核电站数量的增加，产生的放射性废物也在不断增加。目前我国核电站每年产生150吨高放废物，预计到2010年高放废物的积存量将达到1000吨。现在所有的高放射性核废料只能暂存在核电站特设的水池中。如果不能及时建成核废料处置库，中国核工业将面临高放废物无处存放的境地。

其他国家也面临着同样的困境。例如，美国原计划在1998年建成高放废物处置库，但由于技术难度过高，尽管美国政府投入了大量财力、人力进行研究，最终还是不得不将建成时间推迟至2010年。这一结果直接导致了美国40多个核电站储存核废料的水池爆满，造成了巨大经济损失，并使核电站业主状告美国能源部。

奇想纷呈的各种方案

如何处置高放废物呢？科学家们曾经提出过许多设想。

有人提出把高放废物发射到太空去。但是这样做的风险太大，火箭在发射过程中一旦失事，整个地球都可能被污染，后果将不堪设想。

有人提出把核废料放在南、北两极的冰山下面。但是国际法明文禁止往南极的冰山扔废物；北极周围的国家也强烈反对把高放废物放到北极。而且前往两极的海上运输的风险也很大。

有人建议，把高放废物抛入深海，让它陷入海床，或者通过海上钻井平台在海床上打孔，把高放废物放人深海的海床之下。海洋的确有很大的优势，它有稀释作用，万一有放射性物质泄漏出来，能够被海水稀释。但海洋是世界共有的，已经有国际公约规定不允许往海洋里扔废物。有的国家不产生高放废物，所以他们也强烈反对。

有人提出深井注射，找一个圈闭的地方，在地面上打一个深孔，把高放废液直接注射进去。过去苏联已经尝试过这种方法，但问题是不确定性太高，无法确定液体废物被注射下去后会流向哪里。所以这种方法已经被废弃不用。

还有人设想了一种“岩石熔融”处置方法，通过打一系列足够深的钻孔，把废物放到其中，通过废物本身的热量让它和岩石成为一体，从而永久固定。但在工程上来说，没有什么可行性。

所以，目前看来，惟一在工程技术上可行、安全上可预测的，就只有深地质处置了。

深埋地下的处置库

所谓深地质处置，简单地说就是深层填埋。地质处置库是一个矿山式的地下工程，距地表500－1000米深。为了保障核素不会向外迁移，必须设置层层屏障。首先将高放废液进行玻璃固化，再将玻璃固化体装入金属罐。在处置库中这些废物罐周围充填缓冲材料。同时还要找到一块巨大的天然岩石做处置库的外壳。

处置库的主要功能就是永久地隔离高放废物。“处置库由多重屏障组成，能有效地阻挡高放废物中放射性核素的迁移，确保安全。首先是工程屏障，已经变成玻璃固化体的高放废物，被放在废物罐中，外面还有很厚的外包装，40－50厘米厚，用钛钢、不锈钢或铜制成。这些屏障都可以屏蔽射线，阻挡高放废物泄漏。最外面的－层缓冲材料，一遇到水就膨胀，阻挡外面的水进入和里面的核物质流出来。经过精心选择的位于稳定地质体中的花岗岩或粘土岩是处置库的天然屏障。”王驹说。

需要指出的是，迟早地下水都会渗透进处置库，这只是时间问题。“大约2000—3000年后，缓冲材料可能会失效。地下水进入，把废物罐腐蚀掉，才能接触到废物体。废物体是一个玻璃体，它要溶解也很漫长。水进人得很慢，腐蚀很慢，溶解出来，迁移回到生物圈的速度也很慢。每一道屏障都起到延缓放射物质回到人类生活圈的作用，随着时间的拖延，高放废物的危害也会逐步下降。”王驹认为地下水是处置库的主要威胁之一，但各种设施可以有效拖延时间。

一般来说，处置库都是直接在花岗岩挖出的，基本不用支护，只需在裂缝处做处理。放人高放废物罐后要把巷道堵好，并在地表设立标志，警告人

们不要在这个区域打钻。填埋以后还要进行监护，在填埋场的外围，地下水有可能经过的地方打一些钻孔，看水中有没有放射性核素泄漏出来。

“如果处置的是玻璃固化体，将来不太可能回取利用了。如果说埋在这个地方不安全了，要把它换个地方埋，那就有可能需要回取，这对工程的要求就更高了。”王驹认为目前的高放废物处置研究对于将来回取的问题还没能力做仔细的考虑。

建库要先做详尽的研究

由于核废料的高度危险性，一旦处置库选址不当，将造成无法挽回的损失。因此核废料处置库选址必须非常慎重，需要综合考虑整个经济发展布局，人口分布、交通设施、候选地的地质、水文和气候条件等因素。一般来说，世界各国的核废料处置库都建在经济落后、人烟相对稀少的地区。

王驹说：“建库的技术准备需要很长时间，因为很多过程都弄不清楚，还有很多科学难题有待解决。如何选择符合条件的场址，如何选择工程屏障，如何设计、建造和运行处置库，如何关闭处置库，如何在1万年至百万年的时间尺度上评价处置系统的安全性能，如何建立计算机仿真系统来预测处置库行为等一系列研究，都还有许多深入、细致的工作要做。”

我国高放废物地质处置研究工作开始于1985年，现在还处在选址阶段，最终的建库地点尚未确定下来。甘肃省西北地区的北山是最佳的候选地方之一，但还要等待国家有关部门的审批。“那个地方人烟稀少，方圆1－2万平方公里只有十几户牧民，属于戈壁荒漠，没什么植被，地壳稳定，没有火山，没有活动断裂，降雨量每年只有70－80毫米，但蒸发量特别大，所以地下水很少。那里交通也比较方便，国道、铁路都离得不远。”王驹说。

选择场址之后，需要建立地下实验室，验证各种技术，完成场址的评价，然后才能建设处置库。只有在地下实验室做的实验，才能与将来深埋地下的真实情况一样，包括地下的温度、压力，水流和地壳应力等情况。我国的地下实验室还在规划阶段，大概2015年能够确定地下实验室的位置，2025年建好地下实验室。

废物处置库建设还面临着巨大的工程难题。处置库的寿命至少要达到1万年，很多裂变元素的放射强度才会变得比较低。但这样的要求是目前任何工程都达不到的。人类文明才不过5000年左右的历史，而人的活动能力有发展越来越快的趋势，对于1万年的工程，有太多的事情现在很难说。

现在能想到的对地下处置库的最主要威胁是地下水的腐蚀作用，但是岩层断裂、地震等因素也都在考虑之列，这些是计算机仿真系统要做的工作。等这些研究工作都完成，处置库本身的建设大约需要5－10年，所以，我国建成高放废物处置库将是2040年的事了。

警报:水母入侵核电站 篇6

恐怖水母四处出击

通尼斯核电站升温的原因其实很简单，那就是水母堵塞了海水过滤池。通尼斯核电站建造在海边，使用过滤后的海水来给反应堆降温，由于突然出现了大量水母，把海水过滤池堵了个严严实实，导致冷水没法进入制冷系统，核电站不“发烧”才怪呢!不得已，工作人员紧急关闭了两座核反应堆，好歹没闹出可怕的泄露事故。无独有偶，在通尼斯事故之后一个月，在美国的一个海滩上，短短一夜之间，海滩上便铺满了数以千计的半透明水母!啧啧，想象一下，那情形有多壮观，太可怕了!

这种情况并不是第一次出现，科学家管这种现象叫水母大爆发。水母吃饱了撑的没事儿干，为什么要爆发呢?难道，它们有什么阴谋?

爆发因为没天敌

水母主要以浮游生物为食，食量惊人，有时还饥不择食。不过，水母也不是什么都能吃。相反，一些鱼类的食谱中却包含着水母。但是，由于人类的捕鱼活动越来越多，规模越来愈大，水母的天敌也就越来越少了。鱼类减少后，与水母争夺浮游生物食物的对手也就少了，水母的生活就更滋润了。

生殖能力超强劲

水母大爆发是因为鱼类减少，这个答案在某些地方靠谱，在某些地方却不一定正确，因为人类的渔场并不是遍布世界的每个角落，在很多人类并不会捕鱼的海域，水母依旧不断地爆发，这又是怎么回事?

不同的水母，生产下一代的方式也不同。比如在日本海海域有一种越前水母，它们产下的幼体水螅体在沉入海底后，能够附着在海底的沙石上移动，一边动，一边留下一些叫做“足囊”的组织，每一个足囊又可以繁殖出更多的水螅体。幼体水螅体不仅数量多，还会休眠。如果环境不适合繁殖与生存，它们可以自动休眠40年到60年，不吃不喝，静静等待，直到生存环境有利于自己，才开始活动。

更恐怖的是，有一种“灯塔水母”，只有5毫米大小，却拥有“长生不老”的本领。成年之后产下后代，就会返老还童，变回幼体状态，然后再“活一辈子”……

水母的繁殖能力真是令人惊骇，可为什么从前不会发生大爆发呢?

还是人类造的孽

在过去的几十年中，人类从海洋中捕获的鱼类超过几十亿吨，与此同时，人类又将超过几十亿吨的各种垃圾排泄到海洋中，藻类植物在人类垃圾的帮助下泛滥成灾，为浮游生物提供了充足的食物，浮游生物一多，水母、水螅体的生存环境可不就越来越好了?

然而，水母开心了，别的动物却遭了殃。本来就被人类捕捉害得不浅，再加上水母猖獗，更加剧了鱼类生存的困难，海洋的食物链条被彻底破坏，开始了恶性循环……

解铃还须系铃人，水母大爆发的原因不止一个，却大多与人类活动有关。水母之灾还在继续，下一个被水母入侵的

田湾核电站论文 篇7

田湾核电站具有世界第三代核电站的安全性、固有技术先进性和较高的运行管理水平, 安全性能优越。但是, 核电站有着不同常规电站的潜在核安全风险, 即一旦发生核事故, 就有可能导致放射性核素向周围环境的失控释放, 造成放射性污染。尽管在田湾核电站这种可能性要比世界上运行的绝大多数核电站低100倍, 但毕竟其可能性不等于0。依据纵深防御的原则, 为了控制或者缓解核电厂事故、后果而采取的不同于正常秩序和正常工作程序的紧急行动, 就称为核事故应急。核应急中必须确保通信系统正常, 以保证指挥系统和应急响应正常运转, 避免发生环境事故。鉴于此, 江苏核电有限公司要求建立无线调度通信系统, 以满足该系统在正常工况下, 为田湾核电站的用户提供无线通信, 并可以和厂区固定电话系统进行连接。在应急情况下, 作为控制室的备用通信手段, 实现各控制室运行人员和电厂管理人员之间的联系和调度。因此, 必须建立一个覆盖田湾核电站的数字集群系统。

1 田湾核电站数字集群系统介绍

1.1系统功能组成

田湾核电站无线调度通信系统 (以下简称CYS) 即TETRA型数字集群系统, 其组成如表1所示。

CYS的TETRA网络的主设备交换与控制节点和基站0CYS12GH001位于应急指挥中心二楼的通信机房, 1台远程调度台也位于该机房, 另1台远程调度台位于警卫室03UYF, 网络管理系统MTS-100位于应急指挥中心一楼通信机房, 14个固定台分别位于一楼通信机房、二楼工程师站、警卫室和保安楼, 每个固定台分别与其相应的电话录音站相连。CYS交换机SCN-T还与位于01UYC109机房的0CYA10GH001程控交换机通过8条4线E&M相连, 具体从SCN-T端出来16根 (8根预留) 线接入01UCE俄供配线架A列3排模块上, 通过1根25对电缆接入01UYC俄供配线架0CYA10GH031的E列2排模块, 再由此接入俄供程控交换机0CYA10GH001上, 实现CYS无线电话与程控电话的4线E&M连接方式。

CYS的TETRA网络体系结构如图1所示, 其主要功能为: (1) 1台4载频BS-870基站用于厂区的无线覆盖, 基站使用G.703 2Mbit/s E1线直接连接到SCN-T。 (2) 1台SCN-T交换与控制节点, 其主要功能包括:电路和分组交换;与外部网络的接口 (如PSTN/PABX) ;基站管理;呼叫控制;协议管理;移动性管理;资源管理;用户管理。田湾核电站TETRA型SCN-T使用4线E&M接口与厂区电话通信系统PABX及电网调度交换机连接。 (3) 1台TETRA型MTS网络管理系统, 使用图形化界面对TETRA网各单元进行监控, 可进行故障管理、配置管理、统计管理、操作与维护管理、安全性管理和用户管理。MTS-100网管终端使用以太网连接到SCN-T。 (4) 1台WDS广域网调度台用于远端管理终端, 是为调度员提供指挥调度功能, 同时完成对用户的管理。WDS调度台可通过E1 2Mbit/s链路连接到SCN-T交换与控制节点。 (5) TETRA终端设备包括PUMA T2手持机、VT-870车载台和FT-870固定台等。

2 数字集群系统在田湾核电站的应用

田湾核电站厂区双围墙外使用无线手持机和车载台进行通信联络, 但在双围墙内的生产厂房使用固定台站通过室外天线进行应急通信联络, 从安全的角度保障生产厂房敏感电子设备正常运行。

(1) 作为正常生产调度通讯方式。按照设计要求, 分别位于生产性重要厂房11UCB 3台、21UCB 3台、91UYA 2台、01UCE 1台和01UAC 1台共10部固定台, 作为正常通讯手段之一, 用于生产, 每部固定台与电话录音系统相连, 必要时可查询生产重要通话记录。

(2) 作为有线通讯系统的备份, 用于应急通讯。整个核电站的无线通讯系统和有线通讯系统互为备份, 两种不同的通讯方法和物理链路, 保证田湾核电站通讯系统的可靠性。集群系统中的固定台和有线系统中的固定电话互为备份, 作为应急指挥通讯手段。

(3) 安装于使用率高的厂房。由于实体保卫系统的无线通讯系统使用率很高, 如保安中心、警卫楼使用率更高, 为提高工作效率, 在该建筑物设置固定台, 实体保卫PPS系统11UKC、21UKC、02UYF、03UYF各1台共4部固定台的设置就属于此种情况。

(4) 从电磁干扰的角度考虑, 用于屏蔽工业厂房。田湾核电站很多工业厂房属于屏蔽厂房, 核电站正常运行时为确保部分电气设备和仪控设备的安全运行, 要求建筑物中不产生1V/m以上的场强 (1V/m=120 d BμV/m) , 严格禁止使用手机和其它无线设备。考虑其他原因, 如核辐射等, 核电站的大量厂房属于全屏蔽厂房, 绝对屏蔽无线信号。

(5) 区别于PUMA T2手机的镍氢电池, 无线固定台的无线单元和控制台都配有免维护铅酸蓄电池。在正常情况下, 无线固定台由厂内UPS供交流电工作, 电池处于浮充状态;交流故障或检修情况下, 由蓄电池供电, 并可维持至少2 h的通话时间。

(6) 从另外一个角度分析, 为了作为有线通讯系统的备份, 部分厂房又必须设置无线通讯手段。考虑到上述原因, 在UCB厂房 (屏蔽厂房) 内安装固定台, 在屏蔽厂房外设置天线, 然后通过有线方式, 将信号引入厂房, 确保厂房内部的场强值小于1 V/m。

设备选型时, 严格采用信息产业部核准的数字集群设备。在安装调试中, 选择典型位置进行场强测量, 基站信号场强和固定台信号场强, 在UJA和UCB等建筑物中不会产生1 V/m以上的场强, 本系统不影响UCB等专业厂房的电气和仪控设备运行[1]。

3 数字集群系统在田湾核电站应用的经验反馈

在田湾核电站的数字集群系统调试中, 发现数字集群系统与PABX交换机的模拟电话机通话时, 在手持机侧出现回音现象。如果采用ISDN连接方法, 增加回音消除器, 可以解决回音问题。但由于在田湾核电站程控交换机是俄罗斯供货, 如果采用ISDN连接方式, 双方都涉及到增加接口板, 涉及境外供货, 因此, 该系统仍然按照原来的方案连接。建议今后项目优化过程中, 采用ISDN的连接方式, 消除与PABX程控交换机通话的回音现象。

田湾核电站周围多山, 系统覆盖范围受到山体的强力影响, 相对平原, 同样的基站发射功率和天线高度, 系统覆盖小。在系统安装和调试过程中, 保持基站的发射功率不变, 将系统天线安装于50 m通讯铁塔顶端, 有效地扩大了覆盖范围。

TETRA型数字集群系统在国内核电站目前尚属首次使用, 也是唯一用到此无线专用调度通信系统的电站。因其具有更丰富、更实用与多样化的以调度、快速响应、安全保密为主体的各种功能, 先进的技术和多样化的服务可以更好地满足集群通信市场及用户的需求。因此, 建议可扩大无线覆盖范围到墟沟生活区核电专家村, 由于核电专家村位于云台山的另一侧, 山体高度为600 m左右, 可在云台山顶安装一台直放站, 同时在直放站上安装施主天线和业务天线, 施主天线从电站BS-870基站获得信号, 经过直放站对信号放大后, 通过业务天线覆盖东部城区, 包括核电专家村, 以此实现核电厂厂区与生活区有效的无线调度通信。

4 数字集群系统在田湾核电站的安全性作用

TETRA型数字集群系统作为田湾核电站的应急通信系统, 在核应急响应中起到安全性作用:

(1) 在各类应急演习中, 当通信网出故障时, 能临时、机动地提供应急服务;

(2) 非应急情况下可作为对讲式通信联络, 但随时可用于应急响应, 并立即转换成应急专用;

(3) 保障核电厂有关应急设施、应急组织之间的通信联络和数据信息传输;

(4) 保障核电厂与场外有关应急组织之间的通信联络;

(5) 保障核电厂向国家有关部门和场外应急组织传输数据信息。

5 结论

核电站的运行、维修等工作人员为了提高电站安全稳定运行的保障能力和人际沟通效率, 避免因缺乏及时沟通而造成工作延误, 对双向、实时的话音通信有较强的需求。尤其在核电站应急工况下, 应急通信的畅通与否关系到应急响应等级和响应信息 (报警信号、命令、建议等) 能否及时实施和传达到位。日本福岛“3·11”核事故的通信网络瘫痪就是有力的证明。因此, 田湾核电站建设了应急通信系统的专网———TETRA型数字集群系统, 遵循应急状态和正常运行相互兼容的原则, 以其调度、快速响应、安全保密为主体的各种功能成为田湾核电站的重要应急指挥通信系统, 为提高核电站的安全保障能力提供了足够的技术支撑。

参考文献

田湾核电站论文 篇8

关键词：田湾核电站,发电机,端部引线,固有频率,振动

1 概述

田湾核电站1#、2#发电机是由俄罗斯电力联合制造厂生产的TBB-1000-2y3型三相同步汽轮发电机,有功功率为1 060 MW,其转子绕组和定子铁芯采用氢气冷却,定子绕组采用水冷,励磁系统采用无刷励磁,端部引线分布及编号如图1所示。

自2台机组商运以来,出现过发电机端部引线振动大的问题,给发电机检修及日常运行带来了困扰。随后,根据历次大修的检修情况以及相关协作单位的检查分析,制定了处理方案,并在机组大修期间进行治理。

本文就发电机端部绕组振动的产生机理进行了简要阐述,并通过对现场检修实例对发电机端部引线振动的处理进行论述。

2 发电机端部绕组振动机理

汽轮发电机组运行过程中,发电机定子线圈处在交变磁场中,线圈端部正常运行时受交变电磁力影响,引起定子线圈端部以2倍工频(100 Hz)振动。倘若定子线圈椭圆型模态固有频率等于或者接近100 Hz,在运行中绕组端部引线将会由于共振而产生较大的振幅,可能造成线圈磨损,使得线圈绝缘被破坏。同时,共振也使得引线内部存在较大的交变内应力,加剧引线的疲劳损伤,这些都将直接影响机组的安全可靠运行。

与此同时,转子绕组匝间短路,转子、定子气隙不均匀,转子中心偏移,不对称负荷等缺陷也会造成端部绕组引线的受力不平衡,从而产生电磁振动。尽管在结构设计时已考虑到利用端箍、槽口垫块、槽楔、支撑机构等进行绑扎加固,但随着发电机运行时间的延长,引线绑绳、垫块、支架等绝缘材料受热和电磁的作用,绝缘和机械强度逐渐降低,绑扎紧固构件之间的连接紧度也会因振动磨损有所改变,造成端部引线振动特性随之变化。通常情况下,发电机端部引线会有绑扎松动,而松动后振动加剧,又使得绑扎进一步松动,最后导致线圈端部产生疲劳损伤,严重的甚至会导致引线因出现裂纹而失效[1,2,3,4,5]。

3 发电机定子绕组引线振动大原因分析及处理方法

汽轮发电机组定子端部绕组支撑结构在电磁力作用下,振动幅值与其相关参数的关系为[6]:

式中:A为振动幅值,m;F为电磁力,N;C为结构支撑刚度,m/N;ω为电磁力频率,Hz;ω0为结构固有频率,Hz;γ为结构的阻尼系数,N·s/m;m为支撑结构的质量,kg。

在发电机装配完毕,对于某一具体的端部绕组引线,其结构支撑刚度C和阻尼系数即已确定,一般情况下可视为固定值;电磁力F与引线状况有关,在工况确定的情况下,某一绕组引线的振动幅值A只和电磁力频率和结构固有频率有关。根据之前的分析,发电机组在正常运行时,线圈端部主要受交变电磁力影响,而电磁力的变化频率为2倍工频(100 Hz),即定子线圈端部的振动频率也为100 Hz。由此可知,若结构的固有频率为100 Hz,则根据公式(1)的分析,此时的振动幅值将会达到最大值,即出现共振。

根据以上分析可知,若对发动机端部绕组引线出现振动缺陷进行治理,则需改变绕组引线本身的特性,即通过改变结构支撑刚度C和支撑结构质量m来实现。通常情况下,采取的治理方法为:(1)为绕组引线增加刚性支撑,提高结构刚度,例如加装横梁、支架等;(2)改变支撑结构的质量,即增加配重、对引线进行绑扎、弯曲处增加填充物等;(3)直接对引线进行部分更换或整体更换。结合田湾核电站1#发电机的现场检修的实际情况,目前较多采用的是增加刚性支撑,提高结构刚度的方法。以下结合田湾核电站1#发电机的检修实例进行分析。

4 田湾核电站1#发电机端部C4引线振动处理分析

4.1 1#发电机C4引线增加刚性支撑

在2015年T108大修期间,田湾核电站联合协作单位检修人员对发电机端部引线进行了检查,根据检查结果,对发电机端部C4引线的一对软连接进行了整体更换。此外,根据其局部模态和关联模态的测量结果以及锤击响应情况,同时考虑到现场的实际情况和引线位置,决定在C4引线上增加两横梁,即增加引线的支撑刚度,以此对C4引线进行加固,提高C4引线固有频率。C4引线加固如图2所示。

大修期间对C4引线加固后,C4引线振动明显下降,振动均值减小50 um,检修前后振动值如表1所示。

从表1中可以看出,检修后C4引线的振动值大幅改善,证明检修效果显著。同时,对此次检修处理进行了分析,同时进行了模态测试。加固前后C4引线的局部固有频率响应及关联模态测试结果如图3、4所示。

从图3中可以看出,C4引线加固前,其局部固有频率在100 Hz处出现峰值,在此状态下,C4引线在运行时将会出现共振现象,危害机组安全运行。经过检修处理后,C4引线固频提高至160 Hz,有效避开了共振区域。

从图4中可以看出,对比C4引线加固前后,发电机端部整体和C4引线间关联模态在100 Hz附近响应值明显降低。

综上所述,T108大修后,C4引线振动明显降低,均值下降幅度明显,由155 um降低到105 um。

4.2 1#发电机C4引线加固后对相邻C5引线的影响

从图1中可以看出,C5引线和C4引线位置相邻,此次检修后,C5引线振动也出现了较大变化。本次大修前C5引线的振动均值高达169 um,大修后,C5引线振动均值下降至107 um(下降了62 um),下降趋势明显。此次大修中并未对C5引线进行绑扎加固等处理,由于C5引线与C4引线位置相邻,因此认为大修中C4引线的加固引起了C5引线状态的变化。为分析C4引线加固对C5引线的影响,测量了C4引线加固前后C5引线的局部固有频率以及端部整体与C5引线间关联模态,测量结果如图5、6所示。

从图5中可以看出,虽然C4引线加固后,C5引线局部固有频率在100 Hz附近的响应值稍有增大,但从图6的关联模态测试中发现,加固后C5引线在100 Hz的响应值降低。分析认为关联模态影响为主,所以检修后C5的振动情况会有所改善。

5 结论

阐述了发电机端部绕组振动的产生机理,介绍了可能导致机组振动异常的缺陷,通过理论分析,指出发电机端部绕组振动大的原因和影响因素,提出通过改变系统支撑刚度和质量的方法来调整引线的固有频率,以达到缓解端部绕组引线振动,维护机组安全稳定运行的目的。同时结合1#机组大修期间C4引线检修实例,论述对该引线振动缺陷的分析和治理,对检修结果进行总结论述。

本分析为今后发电机的检修维护工作提供了数据、经验,同时也为今后的机组检修提供指导方向和经验反馈,对保证机组的安全稳定运行具有积极意义。

参考文献

[1]刘德,杨向宇,陈权涛.汽轮发电机定子端部绕组振动问题研究[J].防爆电机,2007(6):38-40.

[2]嵇安森.发电机定子绕组端部振动静态特性的试验研究[J].电力设备,2004(5):38-40.

[3]刘石,仲继泽,冯永新,等.使用磁流变阻尾器的大型汽轮发电机定子端部绕组振动控制[J].西安交通大学学报,2012(11).

[4]陈伟梁,徐博侯,黄磊.大型汽轮发电机定子绕组端部的振动分析[J].浙江大学学报(工学版),2010(8).

[5]孔维星,李娟.汽轮发电机稳定运行时定子端部绕组的应力分析[J].电气技术,2016(4).

田湾核电站论文 篇9

高压加热器是核电站常规岛回热系统中的重要设备, 它利用汽轮机的一、二级抽汽来加热核岛蒸发器给水温度, 保证核电站核岛和常规岛有序高效运行, 从而提高整个核电站的热效率。

田湾核电站2010年的T103大修检修计划要求在4天内拆除汽轮机厂房内2台旧高压加热器, 并安装2台新高压加热器。新、旧高压加热器的壳程外径均为准2 690 mm, 底座外径均为准3 600 mm;但长度和重量不同, 旧高压加热器的长度为10 270 mm, 重量为115 t, 新高压加热器的长度为10 690 mm, 重量为105 t。在短时间内拆除2台旧高压加热器并安装2台新高压加热器是一项技术难度大、风险高的工作。高压加热器的拆装需要设计制作专用吊具及工装, 并确定一套保证质量和工期、安全可靠的施工技术。下面针对高压加热器拆除与安装过程中的安装工艺, 旧高压加热器从垂直翻转为水平状态、新高压加热器从水平翻转为垂直状态的施工技术, 使用的吊具和工装的设计及校核进行论述。

1 高压加热器拆除与安装技术关键点和难点

根据高压加热器的结构及施工现场的环境, 拆除与安装高压加热器的要点和难点如下: (1) 确定旧高压加热器从垂直翻转为水平状态的方法; (2) 确定新高压加热器从水平翻转为垂直状态的方法; (3) 翻转平衡梁的设计与校核; (4) V型翻转支架的设计与校核; (5) 移动拖排的设计与校核。

2 高压加热器拆除与安装工艺流程

(1) 施工前的准备→ (2) 拆除与旧高压加热器相连的物项→ (3) 旧高压加热器从安装位置拆除并吊运至+8 m平面→ (4) 翻转旧高压加热器 (从垂直状态翻转为水平状态) → (5) 运输旧高压加热器至指定位置→ (6) 重复 (2) ~ (5) 工序, 拆除第2台旧高压加热器→ (7) 运输新高压加热器至11UMA厂房+8 m平面→ (8) 翻转新高压加热器 (从水平状态翻转为垂直状态) → (9) 运输新高压加热器至安装位置→ (10) 重复 (7) ~ (9) 工序, 完成第2台新高压加热器的吊装就位工作→ (11) 新高压加热器找平、找正、紧固地脚螺栓、基础二次灌浆。

3 高压加热器拆除与安装工艺描述

3.1 施工前的准备

为保证高压加热器拆除及安装工作顺利进行, 施工前重点要做好以下工作: (1) 设计、制作吊装运输高压加热器专用吊具, 如V型翻转支架、平衡梁、拖排; (2) 确定高压加热器运输路线及高压加热器翻转场地; (3) 确定拆除与2台高压加热器相连物项及运输高压加热器路线上障碍物, 这些物项主要有操作平台、管道、仪表、电缆及电缆桥架、高压加热器基础的二次灌浆层等; (4) 按照高压加热器本体制作图纸, 对新高压加热器外形尺寸进行检查, 重点检查与设备安装精度有关的外形尺寸, 如高压加热器底座与筒体的垂直度、高度及地脚螺栓孔的位置等; (5) 对施工人员进行培训, 让施工人员理解施工流程, 掌握各工序操作要点及技术要求。

3.2 旧高压加热器从安装位置拆除并吊运至11UMA厂房+8 m平面

旧高压加热器从安装位置拆除并吊运至11UMA厂房+8 m平面主要工作及技术要求如下: (1) 检查运输高压加热器通道无障碍物, 是通畅的。 (2) 高压加热器底座的地脚螺栓孔直径为76 mm, 高压加热器基础的地脚螺栓直径为72 mm, 长度1 500 mm, 安装在基础上的高压加热器地脚螺栓与地脚螺栓孔之间的间隙仅为2 mm, 高压加热器地脚螺栓用混凝土固定在高压加热器基础内, 短时间内不易拆除。为了能在短时间内完成高压加热器拆除及安装工作, 防止拆除和安装就位时高压加热器地脚螺栓与高压加热器底座的地脚螺栓孔发生碰撞而损坏地脚螺栓的螺纹, 应采取以下措施:1) 在拆除旧高压加热器地脚螺栓的螺母后, 用气割方法将旧高压加热器底座的地脚螺栓孔直径由74 mm扩大至100 mm。2) 要求新高压加热器生产厂家在设备制造时使其底座的地脚螺栓孔直径由76 mm扩大至86 mm (86 mm是根据M72螺母与高压加热器底座接触面积确定的) 。 (3) 在11UMA厂房+8 m平面布置移动拖排、V型翻转支架。 (4) 用4根无接头绳圈将旧高压加热器的吊耳、平衡梁与180 t行车主钩连接起来。 (5) 利用180 t行车将旧高压加热器从安装位置拆除, 通过+16 m平面吊运至11UMA厂房+8 m平面。

3.3 旧高压加热器从垂直状态翻转为水平状态

工作步骤: (1) 用4颗M30×200螺栓将旧高压加热器与V型翻转支架连接一起; (2) 用刹车装置将180 t行车载重小车固定, 防止180 t行车载重小车随拖排移动而移动; (3) 180 t行车大钩下降, 当行车负荷指示表显示80~90 t时, 拉动牵引拖排倒链, 使拖排带动高压加热器水平移动, 同时行车主钩缓慢下降, 持续移动拖排, 使高压加热器从垂直状态翻转成水平状态。

令α为高压加热器与水平线的夹角;H为高压加热器吊耳下降高度 (主钩下降高度) , H= (1-sinα) ×9 715 (注:9 715 mm是高压加热器吊耳至高压加热器底座距离8 215 mm与V型翻转支架高度1 500 mm之和) ;A为拖排水平前进距离, A=9 715×cosα。则α、H、A值如图1所示, 拖排前进距离与主钩下降高度对应关系如表1所示。

注意事项: (1) 通过牵引倒链及拖拉拖排倒链来控制拖排向汽轮机厂房大门运行速度, 从表可以1看出, 旧高压加热器在翻转过程中, 拖排水平移动速度大于主钩下降速度, 在现场施工过程中, 主钩下降速度与拖排水平前进速度应保持协调; (2) 在主钩下降过程中, 为防止180 t行车主钩小车水平受力过大, 控制180 t行车载重小车主钩钢丝绳与铅垂线夹角不超过±2° (在平衡梁的端部设置一个角度指示仪, 通过观察角度指示仪控制载重小车主钩钢丝绳与铅垂线之间的角度) ; (3) 在主钩下降过程中, 起重指挥要观察行车吊钩负荷指示表, 保证吊钩负荷在50~60 t之间; (4) 在翻转过程中, 拖排与180 t行车主钩小车不可同时水平移动, 当拖排水平移动时小车要固定, 当小车水平移动时拖排要固定; (5) 在拖排移动过程中, 要保证滚杠与拖排垂直, 保证拖排平稳垂直向前移动。

3.4 新高压加热器从水平状态翻转为垂直状态

工作步骤: (1) 用4颗M30×200螺栓将新高压加热器与V型翻转支架连接一起。 (2) 用4根无接头绳圈将新高压加热器的吊耳、平衡梁与180 t行车主钩连接起来。 (3) 拖排固定不动, 缓慢起升180 t行车主钩, 180 t行车主钩小车随主钩上升而向前移动;反复起升主钩, 移动小车, 使高压加热器与水平线夹角成30°时停止;解除拖排的固定装置, 用刹车装置将180 t行车载重小车固定;继续提升180 t行车主钩, 拖排随主钩上升而向前移动, 直至高压加热器翻转成垂直状态。

180 t行车主钩上升高度与小车或拖排水平移动距离对应关系如表2所示。

注意事项: (1) 从表2可以看出, 新高压加热器在翻转过程中, 吊钩上升速度大于小车或拖排水平移动速度, 在现场施工过程中, 主钩上升速度与小车或拖排水平前进速度应保持协调; (2) 在主钩上升过程中, 为防止180 t行车主钩小车水平受力过大, 控制180 t行车载重小车主钩钢丝绳与铅垂线夹角不超过±2° (在平衡梁的端部设置一个角度指示仪, 通过观察角度指示仪控制载重小车主钩钢丝绳与铅垂线之间的角度) ; (3) 在翻转过程中, 拖排与180 t行车主钩小车不可同时水平移动, 当拖排水平移动时小车要固定, 当小车水平移动时拖排要固定; (4) 在拖排移动过程中, 要保证滚杠与拖排垂直 (如果不垂直用大锤调整) , 保证拖排平稳垂直向前移动。

3.5 新高压加热器安装就位

步骤: (1) 高压加热器基础表面及地脚螺栓孔清理干净, 画出各基础的纵横中心线; (2) 将垫铁布置位置的砼面凿平, 使其与垫铁接触密实, 垫铁放上后保证无翘动现象, 垫铁各承力面应接触密实、无松动; (3) 利用水准仪测量所有垫铁顶面标高, 调整垫铁使其顶面标高达到设计要求; (4) 慢速起升180 t行车主钩, 将新高压加热器垂直吊离+8 m平面100 mm, 检查吊索及高压加热器, 如无异常则拆除V型翻转支架, 用180 t行车将新高压加热器运至安装位置就位。

4 高压加热器在翻转过程中受力计算

高压加热器最重量为115 t, V型翻转支架重量为2.7 t, P计=117.7 t。高压加热器翻转过程受力分析如图2所示。

高压加热器吊耳承受的载荷:

式中, A为高压加热器重心对V型翻转支架旋转点的力臂;B为高压加热器吊耳对V型翻转支架旋转点的力臂。A、B值通过CAD软件求出。

高压加热器及V型翻转支架对拖排的载荷:F2=P计-F1。

拖排重量:P拖=5.45 t;地面坡度:β=1°;拖排与滚杠及滚杠与钢板之间的摩擦系数:0.14;滚杠直径:10.8 mm;启动附加系数:3。根据《安装起重工》计算水平移动拖排的牵引力:F3= (F2+P拖) ×cosβ× (0.14÷10.8+tanβ) ×3=0.091× (F2+P拖) 。

翻转过程中高压加热器的F1、F2、F3值如表3所示。

5 平衡梁设计与校核

5.1 平衡梁设计要求

5.1.1 平衡梁长度的确定

平衡梁长度L=2 690 (高压加热器外径) +120 (吊耳加强板厚度) +95 (钢丝绳直径) ×4+810 (预留长度) =4 000 mm。

5.1.2 制作平衡梁的材料

为保证高压加热器顺利翻转, 利用HN700×300×13×24型钢制作平衡梁。这种钢的优点有: (1) 平衡梁宽度与高压加热器吊耳直径接近, 利于高压加热器的翻转; (2) 材料易采购; (3) 加工制作工艺简单; (4) 强度和刚度比同截面积圆管的抗弯系数大; (5) 高度与宽度比值大, 稳定性好; (6) 制作出的平衡梁重量与抗弯系数比值小, 这样增加较少材料就能提高平衡梁的强度和刚度。

5.2 平衡梁强度及刚度校核

5.2.1 平衡梁强度校核

取动载系数K1=1.1, 不平衡系数K2=1.1, 平衡梁计算载荷:P=平衡梁及其附件重量+高压加热器重量+V型翻转支架重量+钢丝绳重量= (1.268+115+2.7+0.875) ×1.1×1.1=145 t。

平衡梁受力分析如图3所示。

力F3、F4对平衡梁产生的最大弯矩:

平衡梁采用HN700×300×13×24型钢制作, 查《机械设计手册》知平衡梁截面特性参数。截面面积:A=235.5×100 mm2;每米重量:185 kg/m;惯性矩:Ix=201 000×10 000 mm4;惯性半径:ix=255.8 mm;抗弯截面模数:Wx1=Ix/350=5 742 857.1 mm3。查《钢结构设计手册》知平衡梁设计许用应力为[σ]=160 MPa;平衡梁长细比:λmax=2×2 880/ix=22.5。根据λ值查表得:ψ=0.981。

根据《机械设计手册》相关公式计算平衡梁的应力:

平衡梁强度满足设计要求。

5.2.2 平衡梁刚度校核

根据《钢结构设计手册》知平衡梁设计许用挠度为[f]=2 880/750=3.84 mm;R5=R6=R3=R4=F3=72.5 t=725 000 N;弹性模量E=206×103 mm2。

平衡梁受力挠曲线简图如图4所示。

根据《机械设计手册》相关公式计算平衡梁工作状态中心挠度:

平衡梁工作状态端部挠度:

平衡梁刚度满足设计要求。

5.3 平衡梁试验

平衡梁制作完毕要进行试验, 其试验步骤及要求如下:

5.3.1 试验载荷

平衡梁的试验载荷由2台100 t液压千斤顶提供, 每台千斤顶对平衡梁施加的载荷为75 t, 平衡梁的试验载荷为150 t。

5.3.2 试验步骤

(1) 先决条件检查→ (2) 按附图要求组平衡梁、千斤顶、连接件→ (3) 用千斤顶将试验载荷加至25 t停5 min, 检查平衡梁的外形、焊缝情况, 测量平衡梁的挠度Y1、Y2→ (4) 用千斤顶将试验载荷加至50 t停5 min, 检查平衡梁的外形、焊缝情况, 测量平衡梁的挠度Y1、Y2→ (5) 用千斤顶将试验载荷加至75 t停5 min, 检查平衡梁的外形、焊缝情况, 测量平衡梁的挠度Y1、Y2→ (6) 填写试验报告, 清理现场。

5.3.3 平衡梁挠度要求

试验过程中, 平衡梁的最大挠度不超过3.8 mm。

6 平衡梁钢丝绳索具的选择

6.1 确定平衡梁至高压加热器吊耳及平衡梁至行车吊钩距离

根据汽轮机设备布置图, +16 m平面汽轮机大厅工作高度, 平衡梁顶部至高压加热器吊耳中心距离:3 400 mm;平衡梁底部至行车吊钩上表面距离:1 947.18 mm。如图5所示。

6.2 确定平衡梁顶至高压加热器吊耳无接头绳圈索具长度

无接头钢丝绳圈索具内周长=平衡梁宽度+平衡梁至高压加热器吊耳的距离×2+吊耳宽度=405.5+3 400×2+660=7 865.5 mm。选用内周长为7 990 mm的无接头绳圈索具。

6.3 确定平衡梁底部至行车吊钩无接头绳圈索具长度

无接头钢丝绳圈索具内周长=平衡梁宽度+平衡梁至吊钩的距离×2+吊钩宽度=405.5+2 070×2+200=4 745.5 mm。选用内周长为4 750 mm的无接头绳圈索具。

6.4 钢丝绳载荷校核

无接头绳圈索具直径选96 mm, 根据《巨力索具股份有限公司索具产品技术规格书》其额定载荷为80 t, 额定载荷大于每根无接头绳圈索具所承受的实际最大载荷75.1 t。, 故直径为96 mm的无接头绳圈索具可以安全使用。

7 V型翻转支架设计与校核

7.1 V型翻转支架外形尺寸的确定

V形翻转支架顶部角度要保证该支架一个边为水平状态时, 高压加热器重心线偏离V形翻转支架支点, 长度与宽度要保证高压加热器与V形翻转支架恰当连接。V形翻转支架顶部角度:120°;长度:4 030 mm;宽度:2 180 mm。如图6所示。

7.2 V形翻转支架校核

V形翻转支架采用钢板及槽钢制作, 其受力图如图7所示。根据《起重技术》取动载系数K1=1.1, 不平衡系数K2=1.1。高压加热器计算载荷P计=1.1×1.1×115=139.15 t;F1=F2=P计/2=69.6 t。

V形翻转支架是用钢板焊接的, 查《钢结构设计手册》及《机械设计手册》相关公式并计算可知, 钢板设计许用应力为110 MPa=1 100 kg/cm2。

(1) X1=600 mm处截面校核如图8所示。

立板的面积:A1=A2=A3=A4=1×70.7=70.7 cm2;

平板的面积:A5=A6=32×1=32 cm2;

槽钢的面积:AC=48.5 cm2;

槽钢的惯性矩:IC=304.7 cm4;

截面的惯性矩:I1=1/12×1×70.73×4+ (304.7+48.5×33.112) ×2+ (1/12×32×1+32×34.352) ×2=302 480.32 cm4;

抗弯截面模数:W1=I1/35.35=302 480.32/35.35=8 556.7 cm3;

截面的弯矩:M1=69 600×60=4 176 000 kg·cm;

X1处截面的应力:б1=M1/W1=4 176 000/8 556.7=488 kg/cm2<1 100 kg/cm2。

X1处截面安全。

(2) X2=1 200 mm处截面校核如图9所示。

立板的面积:A1=A2=A3=A4=1×106=106 cm2;

平板的面积:A5=A6=32×1=32 cm2;

槽钢的面积:AC=48.5 cm2;

槽钢的惯性矩:IC=304.7 cm4;

截面的惯性矩:I2=1/12×1×1063×4+[304.7+48.5× (53-2.24) 2]×2+[1/12×32×1+32× (53-0.5) 2]×2=823 948.04 cm4;

抗弯截面模数:W2=I2/53=823 948.04/53=15 546.2 cm3;

截面的弯矩:M2=69 600×120=8 352 000 kg·cm;

X2处截面的应力:б2=M2/W2=8 352 000/15 546.2=537.24kg/cm2<1 100 kg/cm2。

X2处截面安全。

(3) X3=2 015 mm处截面校核如图10所示。

立板的面积:A1=A2=A3=A4=1×150=150 cm2;

平板的面积:A5=218×1=218 cm2;

槽钢的面积:AC=48.5 cm2;

槽钢的惯性矩:IC=304.7 cm4;

截面的惯性矩:I3=1/12×1×1503×4+[304.7+48.5× (75-2.24) 2]×2+[1/12×218×1+218× (75-0.5) 2]=2 849 101.87 cm4;

抗弯截面系数:W3=I3/75=2 849 101.87/75=37 988.02 cm3;

截面的弯矩:M3=69 600×201.5=14 024 400 kg·cm;

X3处截面的应力:б3=M3/W3=14 024 400/37 988.02=369.18kg/cm2<1 100 kg/cm2。

X3处截面安全。

8 拖排的校核计算

8.1 确定拖排尺寸

根据高压加热器本体图纸及汽轮机厂房土建图纸, 拖排长度=V形翻转支架在拖排上移动的距离+预留长度=2 800+1 500=4 300 mm;拖排宽度=+8 m平面2根B—1梁的距离+型钢宽度=3 450+300=3 750 mm。

8.2 拖排受力分析、强度及刚度校核

8.2.1 拖排受力分析

根据东北电力设计院发布的《田湾核电站11UMA+8 m平台大修荷载校核报告》, 汽轮机厂房+8 m楼板 (厚度:300 mm) 不能承受高压加热器及拖排的载荷, 所以用于翻转高压加热器的拖排不能直接放在+8 m楼板上, 应放在+8 m平面2根B—1梁上方移动, 且高压加热器在拖排上产生的挠度应小于B—1梁设计允许挠度。拖排采用HM488×300×11×18型钢、HM300×300×10×15型钢、钢板、槽钢制成。

拖排受力最大时, 高压加热器及V型翻转支架负荷由2根长为3 450 mm的HM488×300×11×18型钢及2根长为1 000 mm的HM488×300×11×18型钢承担。

取动载系数K1=1.1, 不平衡系数K2=1.1, P计= (115+2.7) ×1.1×1.1=142.4 t。2根长为3 450 mm的HM488×300×11×18型钢共有4点承担高压加热器及V型翻转支架负荷, HM488×300×11×18型钢2点负荷F1=F2=1/4×142.4=35.6 t。2根长为1 000 mm的HM488×300×11×18型钢共有2点承担高压加热器及V型翻转支架负荷, HM488×300×11×18型钢的负荷F3=1/2×142.4=71.2 t。

8.2.2 拖排强度及刚度校核

HM488×300×11×18型钢截面参数如下:

截面积:A=164.4 cm2;惯性矩:Ix=71 400 cm4;抗弯截面模数:Wx=2 930 cm3。

理论重量:G=129 kg/m;拖排许用设计应力:160 MPa;碳钢的弹性模量:E=206×103 N/mm2。

(1) 长为3 450 mm的型钢最大弯矩如图11所示。

其弯曲应力为:

长为3 450 mm的型钢应力满足设计要求。

长为3 450 mm的型钢设计挠度为3 450/750=4.6 mm, 其实际挠度:

长为3 450 mm的型钢实际挠度满足设计要求。

(2) 长为1 000 mm的型钢最大弯矩如图12所示。

其弯曲应力为:

长为1 000 mm的型钢应力满足设计要求。

长为1 000 mm的型钢设计挠度为1 000/750=1.333 mm, 其实际挠度:

长为1 000 mm的型钢实际挠度满足设计要求。

注:上述计算过程中用的参数及计算公式均出于《机械设计手册》及《钢结构手册》。

8.3 拖排下滚杠根数计算

根据《安装起重工》滚杠的根数M= (高压加热器重量+V型翻转支架重量+拖排重量) ×不平衡系数×动载系数/ (滚杠单位长度容许载荷×滚杠有效承压长度) = (115+2.7+5.45) ×10×1.2×1.1/ (378×0.6) =7.16≈8根。拖排有2根轨道, 每根轨道需要8根滚杠 (无缝钢管准108×12×700) , 需16根滚杠, 备用6根, 共需22根滚杠。

9 结语

高压加热器是核电站常规岛高、重、大设备, 在高压加热器拆除与安装过程中, 为保证安全、质量及工期所采取的主要技术措施有: (1) 高压加热器是一台重心低的立式设备, 根据高压加热器本体的特点, 设计并自制合理的V型翻转支架, 制定逻辑严密、有序的高压加热器翻转工艺, 顺利完成新、旧高压加热器的翻转工作; (2) 根据高压加热器外形尺寸, 设计翻转高压加热器平衡梁并合理选择吊装高压加热器钢丝绳索具, 保证新、旧高压加热器顺利通过+16 m平面汽轮机大厅; (3) 根据设计院对楼板及承重梁的校核报告, 自制安全的移动拖排, 保证+8 m平面楼板的安全; (4) 在拆除及安装高压加热器前采取增加新、旧高压加热器地脚螺栓孔直径的措施, 解决高压加热器地脚螺栓拆除难及安装难技术问题, 以防范新高压加热器在现场扩孔带来的施工难、工期延误风险; (5) 利用液压千斤顶做平衡梁试验载荷比用配重做试验载荷更容易实现且节约施工成本; (6) 根据高压加热器生产厂家的要求, 高压加热器安装就位垂直度全程不超过8 mm, 为保证安装精度, 在高压加热器安装就位前, 测量高压加热器的制造误差及现场管道的实际标高, 合理确定放置高压加热器垫铁的水平度要求, 这样既保证高压加热器一次精确就位, 又保证后序的管道接口, 避免高压加热器在找正找平时反复起吊, 从而在保证高压加热器安装质量的前提下确保了施工工期。

在高压加热器拆除过程中, 采用V型翻转支架及拖排翻转高压加热器技术措施, 避免在高压加热器翻转过程中因设备自重而损坏设备;采用V型翻转支架及移动拖排可以很好控制地高压加热器在翻转过程中上部垂直起升速度和设备底部水平移动速度, 具有独创性。采用V型翻转支架及移动拖排翻转高压加热器的方法可以翻转其他高大立式设备, 具有推广性。

综上所述, 重型设备的吊装存在很大的风险, 一旦发生事故, 会导致国家、集体财产遭受重大损失和人员伤亡。大型设备的吊装关键是根据设备特点、现场条件选择安全合理有序、技术可行、经济快捷的吊装方法。江苏核电有限公司维修人员和安装施工单位技术人员在更换高压加热器施工前, 充分考虑了施工过程中的安全风险和作业难度, 采取了合理、可操作的技术措施及施工工艺。实践证明, 采取本文论述的拆除与安装高压加热器的施工工艺是安全的、可行的、成功的。

参考文献

[1]中国电力工程东北电力设计院.1#机组高压加热器换热器5B、6B高压加热器技术规格书

[2]圣彼得堡设计院.汽轮机厂设备布置图

[3]圣彼得堡设计院.汽轮机厂房180t行车使用手册

[4]LYG-TM2244田湾核电常规岛高压加热器拆除与安装

[5]中国电力工程东北电力设计院.田湾核电站11UMA+8m平台大修荷载校核报告

[6]河北巨力索具股份有限公司.巨力索具股份有限公司索具产品技术规格书

[7]罗邦富, 魏明钟, 沈祖炎, 等.钢结构设计手册.中国建筑工业出版社, 1988

[8]徐灏, 蔡春源, 严隽琪, 等.机械设计手册.机械工业出版社, 2000

[9]崔碧海.起重技术.重庆大学出版社, 2006

田湾核电站论文 篇10

核岛厂房环吊位于反应堆双层安全壳的穹顶下方。核电站建设阶段,环吊用于反应堆压力容器、 蒸汽发生器、稳压器等主设备安装;核电站运行阶段,环吊用于反应堆停堆换料、反应堆检查、新鲜燃料加料、从反应堆清除乏燃料和固体放射性废物以及设备装置的运输;核电站退役阶段,环吊用于设备和货物的拆除,将设备和货物从反应堆厂房移出。笔者以田湾核电站3&4号环吊为例,对其性能特点进行简要分析[1,2]。

1环吊结构组成简介

田湾核电站环吊主要由桥架、起重机旋转机构(包括水平轮装置)、小车、5 t葫芦、拱架、电缆滑车供电装置、司机室装置、附属钢结构、抗震装置、电器控制系统等组成,环行轨道直径为41.5 m, 标高为49 m。

2环吊的特殊性能和功能分析

环吊承担核岛反应堆压力容器等主设备特别是运行阶段压力容器顶盖等核安全设备的起吊任务, 一旦载荷跌落,可能会导致核安全事故发生,故环吊的设计要满足单一故障保护原则,保证在任何事故下载荷不掉落。与其他核电站环吊相比,田湾核电站环吊的主要特点如下。

2.1起升机构采用行星减速器

起升机构采用两台电机,通过联轴器驱动一台硬齿面行星减速器,在减速机的低速轴上通过卷筒联轴器驱动一个双联卷筒。每套驱动装置设置两个制动盘,每个制动盘安装有一个盘式制动器,其中一个为运行制动器,另一个为紧急制动器。在卷筒端部法兰上装有安全制动器。

行星减速机有两根高速轴。一根高速轴为通过中间轮与行星包外齿圈相啮合的小齿轮的轴,这根轴从减速机的两侧伸出,一端通过带制动盘的联轴器与一个电动机相连,另一端带有制动盘和手动机构。另一根高速轴为行星包太阳轮轴,这根轴从减速机的两侧伸出,一端通过带制动盘的联轴器与一个电动机相连,另一端安装有制动盘。行星减速机的低速轴为圆柱形轴伸,通过卷筒联轴器驱动一个卷筒。

2.2钢丝绳采用交叉缠绕结构

起升机构采用双钢丝绳缠绕系统,即左侧卷筒上的钢丝绳先在上、下滑轮组的左侧缠绕,再通过导向滑轮缠绕到上、下滑轮组的右侧,最后固定在平衡杠杆的右侧。右侧卷筒上的钢丝绳先在上、下滑轮组的右侧缠绕,再通过导向滑轮缠绕到上、下滑轮组的左侧,最后固定在平衡杠杆的左侧。这种缠绕方法可以保证两根钢丝绳能均衡地分配载荷, 当其中一根钢丝绳损坏时另一根钢丝绳能够保持危险载荷,并维持吊具的平衡。

在平衡杠杆装置两端安装有缓冲油缸及超载限制器。当两根钢丝绳中的一根断裂后,另一根钢丝绳以缓冲方式承受全部载荷。当平衡杠杆倾斜角度过大时,会触发限位开关,使起升机构停止工作。

2.3带有旋转功能及自动穿轴装置的吊具

为了满足吊装设备的安装需求,环吊吊具设有电动旋转机构,并且能够旋转±360°。旋转机构由电动机、减速机、制动器组成的三合一结构以及小齿轮、大齿轮组成。小齿轮与三合一结构输出轴之间通过极限力矩联轴器连接,大齿轮安装在吊叉上,通过大齿轮旋转带动吊叉旋转。为了显示旋转角度,在小齿轮末端设置了编码器。

为了实现吊叉与专用吊具的连接,设有电动穿轴机构。穿轴机构的旋转机构由电动机、减速机、 制动器组成的三合一结构以及链轮、链条、丝杆、 销轴组成。通过丝杆、带螺纹的销轴将旋转运动变为直线运动。

2.4传动链连续性检测及安全制动器保护功能

环吊起升机构的电机末端和卷筒末端安装有编码器,能够实时监测电机和卷筒转速,并将相关信号反馈给起重机控制系统,同时在卷筒末端安装有安全制动器。在起重机正常工作时,电机转速和卷筒转速应满足一定比例要求。当电机或卷筒转速不符合一定比例时,说明电机至卷筒之间的传动链出现断裂,控制系统给出指令,要求工作制动器、紧急制动器和安全制动器紧急抱闸,使卷筒停止旋转动作,保证负载不跌落,实现单一故障保护功能。

2.5电气系统故障检测及保护措施

环吊控制采用可编程逻辑控制器(Pro- grammable Logic Controller,PLC) 与Profibus DP总线通信方式,进行启动、给定、运行状态、故障信息等数据交换。电气室设有触摸屏工控机,固定司机室及移动操作站带有触摸屏,具有运行状态、故障显示及诊断功能。电气系统具有故障检测及保护措施,如负载超重、电动机过载、卷筒超速、电机过热保护、钢丝绳缠绕检测以及限位、冗余限位等。环吊电气系统任何一个部件发生故障,均会触发或间接触发相应的故障报警信号,进而使制动器抱闸并停机,保证载荷不坠落。

3结束语

田湾核电站3&4号环吊的设计和制造,既需要满足俄罗斯相关标准,又需要满足我国相关标准, 并且遵循了单一故障的设计准则。田湾3&4号环吊已经在现场安装并进行试验工作,均达到相关设计性能指标,这次成功是国内核电建设发展的又一次起步。该环吊的结构型式及性能特点对后续其他堆型的环吊设计具有一定的参考价值,对核电站燃料厂房、常规岛等其他厂房的起重设备的结构和安全性设计也具有一定的指导意义。

参考文献

[1]过玉卿.起重运输机械[M].武汉:华中理工大学出版社,1992.

核电站环境影响与安全 篇11

关键词核电站;核事故;核安全;核辐射

中图分类号TM623文献标识码A文章编号1673-9671-(2010)062-0193-01

核能是一种经济的能源。来自欧盟的报告显示,欧洲通过比较各种燃料循环的外部成本得出的结论是:燃煤和燃油发电,相关的外部成本5美分左右,天然气约1美分,核电的平均成本在0.35美分左右。我国第一座自己研究、设计和建造的核电站是秦山核电站,该电站于1984年破土动工,1991年12月15日并网发电,从那时起走到今年,我国投入运行的核电装机只有908万千瓦,即未来十年的核电装机量将比现阶段总量大的多。

核电站大体可分为相对独立的两部分:一部分是利用核能生产蒸汽的核岛,包括反应堆装置和一回路系统;另一部分是利用蒸汽发电的常规岛,包括汽轮发电机系统。核电站用的燃料是铀,铀是一种很重的金属。用铀制成的核燃料在一种叫“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把热能带出,在蒸汽发生器通过热交换使二回路内产生蒸汽,蒸汽推动气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。这就是世界上最普及的压水反应堆核电站的工作原理。

从第一座反应堆运行至今出现过三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故两次重大核事故。1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利核电站研究人员在做一次安全实验时,切断了反应堆所有的安全措施,却又要启动反应堆,这个实验方案严重违反了安全规程,制订的计划又极不认真,极不负责。这个试验造成第四号反应堆大厅起火,并发生化学爆炸,反应堆厂房顶盖被炸掀,放射性物质随着蒸汽和烟云进入大气,造成了对周围环境的严重污染。事故当时有2人被炸死,1人死于心脏病,救火中有29人受辐射损伤,其中28人因患急性放射性病致死。事故后周围30公里范围内撤离了21万居民。这是一次严重的责任事故,而且前苏联开发的这种石墨水冷堆具有较大的缺陷,它有一段正温度系数的正反馈工作区。在该工作区时温度增加后核反应会加剧而不是减慢,这在反应堆的设计上是不能允许的。另外,切尔诺贝利核电站没有绝大多数核电站具有的安全壳,这也使该事故危害加大。

三哩岛和切尔诺贝利核电站事故,促使有核电站运行的所有国家重新仔细检查了核电站的基本安全特性。通过经验教训分析反馈,促进了更先进的反应堆的研究与开发工作,以提高核反应堆的安全性和可靠性。这两次事故也促进了正在运行的核电站安全可靠性的提高。核电其实是一种安全性能好的能源,采取了各种安全措施,并且正确的选择核反应堆的堆型,就可以做到核电站发生事故的机率为4×10-6/堆·年,即100个核电站运行2500年,才有可能发生一次堆芯熔化的事故。而且随着时代的发展和科技的进步,人们还可以进一步地减小这一机率。即使发生了堆芯熔化,在有安全壳的情况,也能将放射性物质阻止在安全壳之内,不让其逸散到外界去。因此核电站的安全确实是有保证的。

在核电厂设计中,也始终把安全放在第一位,在设计上考虑了当地可能出现的最严重的地震、海啸、热带风暴、洪水等自然灾害,即使发生了最严重的自然灾害,反应堆也能安全停闭,不会对当地居民和自然环境造成危害。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”的原则。例如,重要工艺参数和设备尺寸都留有充分裕度,具有相当大的安全系数。关键的控制系统和仪器仪表都同时有两套或两套以上,一旦一套发生故障,另一套立即自动投入运行。反应堆运行一旦出现异常,快速停堆系统立即起作用,安全棒快速降落,使反应停堆。一旦发生事故,一套完善的专设安全设施自动投入运行,从各方面限制事故的发展。

人们都知道核电站和原子弹用的都是铀燃料,所以在谈到核电站时,大家都会害怕它是不是会像原子弹一样发生爆炸。其实核燃料中铀-235的含量约为3%(例如2010年06月09日秦山第二核电站3#机组第一次装入核燃料,浓度为1.9%、2.6%、3.1%的燃料大约各占该次装入燃料的1/3),而核炸药中的铀-235含量高达90%以上,正像啤酒和白酒都含有酒精,白酒因酒精含量高可以点燃,而啤酒则因酒精含量低却不能点燃一样。原子弹同样是一项高技术产品,形成核爆炸有非常严格的条件。原子弹必须用高浓度的铀-235或钚-239作核装料,以一套精密复杂的系统引爆高能烈性炸药,利用爆炸力在瞬间精确地改变核装料的形状或位置,才能形成不可控的链式裂变反应,发生核爆炸。这种苛刻的条件,在核电站里是不可能有的。

在核电站的正常运行中,核燃料内虽然也在发生链式裂变反应,产生许多放射性裂变产物。但这些放射性物质会不会从核电站中跑出来。而且反应堆发生任何事故都不会让放射性物质释放到环境中去。这是因为核电站设有四道屏障,限制它们外泄。第一道是核燃料棒的材料UO2陶瓷块,它的熔点为2800℃,它的物理化学性质稳定不会和水产生放热反应。它能滞留98%以上的裂变产物。第二道是采用优质的锆合金包容核燃料和裂变产物,这种包壳具有良好的密封性和在运行条件下长期保持裂变产物的能力,极不容易破损。第三道是压力容器和整个一回路,因为都是循环密闭的,所以即使有放射性物质漏入也跑不出去。第四道是安全壳。反应堆、稳压罐、循环泵、蒸汽发生器都装在安全壳中。除了上述四道防御外,对每个核电厂均应制订应急计划。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。有时也把它称为第五道防御。

人们都比较关心核电站的辐射对环境和人的影响,但火电的放射性是核电的50倍,只是大家不清楚而已。而且一座100万千瓦的煤电站每年至少排出24000吨CO2,360吨SO2,67吨NO2和3吨其他气体会引起呼吸道疾病,而且对电站附近的农作物生长有害,NO2和飞灰的危险也较大。核电既不排放CO2,也不排放SO2,对环境污染影响相对小很多。根据相对危害指数的分析计算,煤电站气体排放物对人们健康的危害比核电站大1880倍,燃油电站气体排放物对健康的危害比核电站大830倍。核电站产生的放射性液体在排放前经过衰变,处置除去放射性或者稀释到无害水平才允许排放到湖泊、河流或海洋中去。因此,核电工业的致癌因素是微不足道的。核电站排放物只会使长期的核电站工作人员的一生寿命缩短24秒,即使核电站比2000年总数增加100倍,也只会缩短30分钟。而每天抽一盒烟就会缩短寿命7年。

从整体上来看,核电是一种安全、清洁、环保、经济的能源,应在我国的电力供应结构中占有更大比例。当然,在核电的不断开发利用中要切实树立“安全是核电的生命线”的安全意识,又好又快又安全的推进我国核电事业不断前进。

参考文献

[1]苏林森,杨辉玉等.900MW压水堆核电站系统与设备.原子能出版社,2005,1.

[2]Mauel Acero,Nuclear Europe Worldscan,1995,49:11-12.

趣谈核电站 篇12

其实, 核能发电的历史确实与原子能动力堆的发展史密切相关。而动力堆的发展最初也确是出于军事需要。估计大家不会忘记1945年投放在日本的两颗威力巨大的原子弹吧?正是由于它巨大的能量, 引起了各国科学家的注意。1954年, 前苏联建成世界上第一座核电站——奥布宁斯克核电站, 此后, 英、美等国也相继建成各种类型的核电站。到1960年, 有5个国家建成20座核电站, 由于核浓缩技术的发展, 到1966年, 核能发电的成本已低于火力发电的成本。核能发电真正迈入实用阶段。1978年全世界22个国家和地区正在运行的30兆瓦 (电) 以上的核电站反应堆已达200多座。上世纪80年代因化石能源短缺日益突出, 核能发电的进展更快。目前, 全世界已经有400多座核电站, 年发电量占全世界总发电量的17%。中国核电建设已有20年的历史, 截至目前中国共有核电站8座, 最被我们熟知的有浙江秦山核电站、深圳大亚湾核电站。其中值得一提的是秦山核电站, 秦山核电站是中国自行设计建造的核电站, 已有十多年安全运行的良好业绩, 被誉为“国之光荣”。在此基础上的秦山二期核电站为我国核电自主化事业的进一步发展奠定了坚实的基础, 而秦山三期核电站是中国和加拿大合作建造的我国第一座重水堆核电站。

二十年来, 中国核电发展虽然进展显著, 但距世界水平仍有很大的差距。世界已有17个国家核电在本国发电量中的比重超过25%。而中国核发电量占总量却不到2%, 远不到世界平均水平, 更远远低于法国、美国85%和30%的水平。近两年来, 由于国民经济持续快速增长, 电力所需包括煤炭、石油等能源已经开始出现了短缺。还由于目前中国电力结构以煤电为主, 每年煤电发电排放的二氧化硫已达810万吨, 由此将给资源、采掘、运输及环境带来难以承受之重。在这种情况下, 中国迫切需要寻找一种经济、高效的新能源。而风电、太阳能发电、潮汐发电等各类新能源, 至今尚未解决电力大规模生产及经济性的问题。目前, 能大规模发电而又比较清洁无化石燃料污染之忧的生产电力的方式惟有核电, 它的优势还体现在无须大规模运输, 举例而言, 若核电厂每年要用掉80吨的核燃料, 只要2只标准货柜就可以运载。如果换成燃煤, 需要515万吨, 每天要用20吨的大卡车运705车才够。如果使用天然气, 需要143万吨, 相当于每天烧掉20万桶家用瓦斯。加快发展核电因此成为解决中国电力供应问题的必然选择, 根据规划, 到2020年, 中国核电装机比重将从目前的1.6%上升到4%左右, 核电的装机容量将达到3600万千瓦左右, 这个速度相当于每年建一座“大亚湾”。目前中国的核电站基本集中在沿海地区, 那么西部有望修建核电站吗?据报道, 经中国国家电规总院同意, 四川省将在南充市三坝乡兴建首座核电站, 汶川大地震后, 核电专家曾考察这块预定地, 认为这里没有受灾, 地质结构安全。目前正在做可行性研究报告, 将待中国国家发改委批准, 批准建设后, 最快五年可以建成。预计该核电站装机容量400万至600万千瓦, 投资估算250亿元。