三代核电（通用7篇）
三代核电 篇1
中国广核集团有关负责人表示, 作为当前全球最大的核电建设企业, 该集团在其召开的科技大会上确立了4大战略科技专项和20项尖峰计划, 涵盖了核电、核燃料、新能源和核技术四大领域, 这些科技创新计划的实施将有力推动中国核电技术能力迈上新高度。
据悉, 四大战略专项包括自主三代核电型号“华龙一号”方案优化、先进燃料组件研制、小型反应堆和先进核能系统等, 其中小型反应堆技术有望被运用于海上核电站等项目, 而随着相关领域的突破和完成, 中国核电企业的国际竞争能力将进一步得到全面提高, “我们希望未来五年中国的反应堆能在国际市场上占据一定份额。”负责人表示。
当前, 由中广核集团和中核集团联合推出的“华龙一号”三代核电方案备受全球市场关注。对此, 中广核集团“华龙一号”总设计师咸春宇说, 该方案已经完成初步设计, 具备了项目落地条件, 作为国内可以自主出口的核电机型, 该方案已经成为支持中国核电产业“走出去”战略的重要技术方案。
三代核电 篇2
截至2008年12月，国家核电已经完成了AP1000内陆核电站的总体设计、关键系统设计、关键设备的总体设计。该公司专家委员会专家、国家环保部核安全和环境专家委员会委员郁祖盛在接受《中国经济周刊》采访时，指出：“AP1000技术是目前世界上最先进、最安全的第三代核电技术。”
该公司另一位专家、国家环保部核安全和环境专家委员会委员林诚格向《中国经济周刊》披露：“中国在浙江三门新建的APl000核电站机组，第一台在2013年就能并网运行。这将是世界上第一座第三代APl000核电站，比美国提前了两年半。”
为此，郁祖盛感叹道：“世界在翘首看中国。在APl000技术应用上，中国不仅第一个吃螃蟹，而且还第一次就成批量吃了4个‘螃蟹’(同期在建四座AP1000核电机组)。为什么?原因就在于AP1000技术已经很成熟。”
“国家核电”伴随“AP1000”而生
提到中国核电发展现状，不能不提到两个词：一是国家核电，二是AP1000。如果说“贾宝玉衔玉而生”的话，那么，国家核电则“衔”着“AP1000”而生。
作为最年轻的央企，国家核电出身名门。从出身之日起，就站到了“央企第一梯队”。注册资本40亿，国务院出资24亿，占60％；其余40％由四大央企各出资10％组建而成。这四大央企分别为中国核工业集团公司、中国电力投资集团公司、中国广东核电集团有限公司和中国技术进出口总公司。
2007年5月22日，国家核电在人民大会堂举行成立仪式，时任国务院副总理曾培炎为其揭牌，并发表讲话指出，国家核电的成立是我国推进核电自主化建设的一项重要措施，也是完善我国核电建设体制机制迈出的重要一步，标志着我国核电事业的发展进入了一个新的阶段。
而国家核电的定位就是代表国家对外签约，受让第三代先进核电技术。通过消化吸收再创新形成中国核电技术品牌的主体，是实现第三代核电技术引进、工程建设和自主化发展的主要载体和研发平台。
中国正在运行的11座核电机组，均属第二代核电技术(专家也称二代堆)。2003年开始，中国处在了一个核电发展的“分水岭”。是继续沿用第二代核电技术，还是选择第三代核电技术?中央决定，要做就做最好，一步就踏上世界核电技术的最前沿。
然而，站在巨人的肩膀上，并不意味着自己就成了巨人。再好的技术，如果不能化为己有，甚至越发展越受制于人，最终也是枉然。
事实上，中国政府在确定发展核电之初，就决定要采用世界上最先进的技术。同时，要通过引进、消化、吸收和再创新，最终形成具有中国自主知识产权的大型先进压水堆核电技术。无论是在招标过程中，还是谈判过程中，都坚持做到牢牢抓住“以我为主”不放松。
中国政府从2003年起，就开始启动了第三代核电技术的招标工作。在诸多国际竞标者中，美国西屋联合体以最先进的第三代先进压水堆核电技术(APl000)胜出。据称，与美国西屋联合体的一系列谈判都是由国家核电(筹)来进行的。
专家介绍，中国购买美国4台先进的APl000核电机组，美方同时转让APl000设计技术、设备制造和成套技术、建造技术等先进的核电技术，中方将完全拥有在引进AP1000核电技术基础上改进和开发的、输出功率大于135万千瓦的、大型非能动核电站的知识产权。
最终，国家核电于2007年7月24日，与美国西屋联合体正式签订了四台APl000机组合同。目前，合同执行情况良好，技术转让工作正有序开展。林诚格相信，“经过四台机组的消化吸收，中国就能实现APl000技术的自主化、国产化。”
AP1000“既安全、又经济”
林诚格指出，AP1000技术是全世界核电发展50年经验和智慧的结晶。
随着科学技术的迅速发展和人类社会的全面进步，进一步保障安全成了世界范围内推进核电发展的第一要义。没有安全保障，核电发展就走进了“死胡同”。特别是1979年美国三哩岛核电厂事故和1986年前苏联切尔诺贝利事故，让人们认识到核电安全标准必须要进一步提高。
郁祖盛向《中国经济周刊》介绍：“核电站安全目标有两个指标，一是反应堆堆芯熔化率(简称堆熔概率)，二是大规模释放放射性物质的概率(简称释放概率)。如果以每核反应堆每年来计算的话，二代堆的堆熔概率为10-4，也就是每堆每年出现万分之一的可能性；而释放概率为10-5，也就是每堆每年有10万分之一的可能会发生核物质大规模释放。两次核电事故后，法规和标准对安全目标的要求又提高了，而APl000的安全目标比前两者更高，具体见附表。”
他给记者举了个例子：“孩子上街，家长一般会说：‘当心路上的车。’但从来没有哪个家长说：‘当心天上掉下来的陨石。’为什么?因为几率太小了。一般概率达到10-6，工程学上就认为可以忽略不计。”
“人类的认识规律总是从简单到复杂再回到简单，核电技术的发展历程也是如此。”在接受《中国经济周刊》采访时，郁祖盛分析道：“在50年代刚开始建设核电站时，比较简单，但后来就越做越复杂。其中，日常发电的设备仅占三分之一。其他三分之二的设备都是备用于安全应急。价格昂贵，但又不能或缺。于是，核电站的安全性与经济性从来就是一对矛盾。要安全就要不惜代价，要降低成本就难以保障安全。这也是困扰核电研究人员多年之久的重要问题。”
如何大幅提升核电站安全性又能大幅降低核电站的建造成本，做到既安全、又经济?“AP1000做到了。”郁祖盛细说其中原委，“关键就在于大幅压缩闲置应急设备。美国西屋电气公司核电研究人员经过20多年研究，他们给出了完整的解决方案，那就是拿掉了应急设备中的泵。我们知道，没有泵，流体是驱动不了的，但他们采用了非能动技术，用高位水箱，靠温差、靠重力，靠气体膨胀来推动流体流动，而使得整个安全设备系统没有一台泵。整个系统就是6个大水箱，加上些管道和阀门，简洁之极，也安全之极。”
郁祖盛的兴奋之情溢于言表。“这种方案真是非常巧妙，AP1000有着技术上的先进性加上经济上的发展潜力。这代表着未来核电的发展方向。中央的这个决策非常英明。”
据林诚格介绍称，AP1000是唯一得到美国核管会最终设计批准的第三代核电站。目前，APl000技术已经在美国本土新建核电站计划中取得了主导地
位，已有12台新建机组确定采用该项技术，而在建机组已经达到了6台。
AP1000建到“中国内陆”
迄今为止，中国所有的核电站都是建在沿海。中国能不能将核电站建在内陆?郁祖盛给记者举出了一个数据：“全世界430个核电站中，70％以上在内陆。前苏联的压水堆型核电站是100％，美国是75.7％。而APl000本来就是为建在内陆而设计的。”
去年初，由于罕见的低温雨雪冰冻灾害，导致电缆被压跨、铁路运输被迫中断、火电厂缺乏燃料被迫停工，令人“触目惊心”。加之，随着我国中西部地区的经济发展和社会进步，能源供应能力和日益增长的需求之间的矛盾不断加剧，以及我国节能减排和保护环境面临的巨大压力，也促使国家下定决心在内陆地区建核电站。目前，江西、湖南、湖北等都在计划之列。
既然核电站要建在内陆，有两个问题必须要解决，一是废水排放问题，二是万一发生放射物泄露，周边居民撤离的问题。
就废水排放问题，林诚格分析认为，一是排放总量，二是排放中放射性物质含量。首先就排放总量而言，第三代AP1000要比二代堆少，其设计量非常保守，每天仅产生不超过7立方米的废水；其次，废水的放射物含量问题，“这不是技术问题，而是利益代价的问题。前苏联因为全是建在内陆，要求废水排放指标达到饮用水标准。只要肯投入，一定能符合要求，技术不存在问题。”郁祖盛坦言。
而放射物泄露问题，就涉及到一个关键设备——泵。AP1000与二代堆不同的地方就在于它采用了特殊的主泵——“屏蔽电机泵”，全密封、无泄露。
这个泵的厂家是权威的美国厂家制造，全世界独一无二。他们设计与制造屏蔽电机泵能做到60年不用任何维修。“做一台就像嫁出一个姑娘，永远不回头。”郁祖盛打趣地说：“当中方提出需要维修大纲时，美国人戏言，‘我们没有维修经验，因为从来没有维修过，也不需要维修’。”
“泵的技术能够转让，得益于中国改革开放，得益于中美两国的友好关系。”郁祖盛不无感慨。而美国专家说“即使发生了核反应堆熔事故，我也可以保证在厂区5公里范围边界放射性含量不超标。”
据了解，美国有103个核电机组，占其总发电量的19％；法国59台机组，占80％；日本核电发电量占总电量的33.3％；韩国占28％……全球核发电量占所有发电量的17％，而我国仅占1.2％。发展核电，已是“时不我待”。
三代核电厂控制棒控制策略浅析 篇3
三代核电厂的负荷跟踪, 根据需要利用控制棒运动来完成功率的改变, 一回路不调节硼浓度, 相对于二代加电厂取消了硼回收系统, 只在控制棒组因为补偿燃耗提升到堆芯顶部时, 定期稀释硼而将控制棒组位置降低, 以进行后续的机械补偿反应性动作。通过控制棒插入的限度来维持功率分布在允许极限内。由于氙浓度改变引起的反应性变化通过棒运动来控制。
棒束控制组件在功能上设计成控制棒组和停堆棒组, 控制棒组包括M棒组和AO棒组。M棒组是指冷却剂温度控制棒组, 用于冷却剂平均温度的控制, 标记为MA、MB、MC、MD、M1、M2棒组, 其中MA、MB、MC和MD由灰棒控制组件构成 , M1、M2由棒束控制组件组成。AO棒组是指轴向偏移控制棒组 , 用于控制轴向功率分布。停堆棒组标记为SD1、SD2、SD3和SD4。[1]控制棒组和停堆棒组的每个棒组至少有四个控制棒。控制棒组在堆芯的轴向位置可以由手动或自动控制。反应堆停堆信号触发后, 所有控制棒组件均插入堆芯。
2 反应堆功率控制
自动调节反应堆功率和自动控制功率分布是反应堆功率控制系统最基本的功能。这些功能是通过改变控制棒的位置来实现的。设置多组控制棒棒束来调节反应堆功率和功率分布。
反应堆功率控制系统使得电厂能够响应以下负荷变化瞬态[2]:
1) 在核电厂功率为15%~90%额定功率范围内 , 核电厂电功率最大+10%的阶跃变化或最大+5%/分钟的线性负荷变化; 在核电厂功率为25%~100%额定功率范围内, 核电厂电功率最大-10%的阶跃变化或最大-5%/分钟的线性负荷变化。
2) 日负荷跟踪运行情况如下 :
(1) 核电厂在2小时内, 从100%额定电功率线性降至50%额定电功率;
(2) 核电厂维持在50%额定电功率2~10小时;
(3) 核电厂在2小时内线性升负荷至100%额定电功率 ;
(4) 24小时循环的剩余时间 , 核电厂维持在100%额定电功率。
3) 频率控制目标:电网频率波动导致的以2%/分钟的变化速率且总幅值不超过10%的功率变化[3]。
完成这些功能不会触发反应堆停堆或者引起蒸汽排放。在日负荷跟踪运行和负荷瞬态调节过程中, 反应堆功率控制系统提供轴向功率偏差自动控制。当负荷发生变化后, 系统能够将冷却剂平均温度恢复到程序值范围内。可以在限定的控制棒插入范围内手动控制功率控制棒 (M棒组) 或者轴向功率偏差控制棒 (AO棒组) 。
3 控制棒插入极限
当反应堆到达临界时, 堆芯内的反应性状态是通过与反应堆功率相对应的控制棒位置来指示的。采用ΔT功率信号来计算棒组的插入极限。每个棒组都设有下述两个报警信号:
1) 棒位“低”报警提醒操纵员控制棒将趋近插入极限 , 应采取动作终止AO棒或M棒的移动。
2) 棒位“低-低”报警闭锁AO棒或M棒的移动。如M棒组“低 -低”报警时, 闭锁M棒插入或AO棒的提升;AO棒组“低-低”报警时, 闭锁AO棒组插入。同时, 提醒操纵员立即采取相关动作以恢复M棒组和AO棒组在合适的限值范围内[4]。
控制棒插入报警和联锁的目的是提醒操纵员控制棒出现过度插入的情况, 并终止AO棒组的意外移动。控制棒插入极限确保反应堆停堆后能保持足够的停堆裕度, 限制假想控制棒弹棒事故中引入的最大价值, 同时限制控制棒插入位置以将核功率峰因子维持在可接受的范围内。由于停堆裕度所要求的停堆反应性随着反应堆功率的增加而增加, 因此, 允许控制棒插入限值也会减少 (即控制棒必须更多地提出堆芯) [5]。M棒组和AO棒组控制棒的插入限值由反应堆功率 (由ΔT功率监测测得) 按照下面的公式计算得出:
其中:
PTH, ΔT功率 (热功率) ;
PEF, max (PTH, PLP) , 每个棒组的有效功率;
P LP每个棒组的低功率阈值;
A, B, C, D, E, F为常数, 使得ZLL≥基于物理计算的实际限值。
1) 在Z-ZMLL (ZAOLL) ≤G时产生低棒位报警。
2) 在Z-ZMLL (ZAOLL) ≤H时产生低-低棒位报警和联锁信号。
由于核功率峰值因子可能会因M棒组和AO棒组的控制棒反向移动而加剧, 因此AO棒组控制棒的联锁方式有些不同, 主要取决于M棒组或AO棒组的控制棒插入是否超过限值。如果达到M棒组插入限值, 为了减少堆芯峰值因子的增加, 停止AO棒组的自动提升:如果达到了AO棒组插入限值, 停止AO棒组的自动插入。
4 控制棒换棒
机械补偿 (MSHIM) 策略要求某些灰棒棒组即使在基准负荷模式下也位于堆芯内。这样的策略使反应堆功率调节无需调硼就能提供一定的正反应性变化和负反应性变化。
在堆芯内的控制棒组比其他棒组消耗更快, 并对局部的燃耗屏蔽效应有影响。如果不加干预, 这种灰棒非均匀消耗和燃耗屏蔽将导致径向峰因子超过去全分析假定。为避免这种情况, 必须周期性交换位于堆芯内和位于堆芯外 (或几乎位于堆芯外) 的控制棒组, 并交换它们的插入顺序。
有且仅有两种允许的插入顺序, 其中之一是MA、MB、MC、MD、M1、M2, 另一种是MD、MC、MB、MA、M1、M2。进行换棒时 , MA和MD交换位置, MB和MC交换位置, 相应的插入顺序也将改变。
需要以下两种交换方式以适应所有的运行工况:
1) 方式1:当所有灰棒棒组在同一水平位置上时 (全插入或全提出) , 因为所有棒组在同一水平位置, 方式1换棒只需改变M棒组的插入顺序即可 ;
2) 方式2:当灰棒棒组不在同一水平位置上时 , 采用方式2进行换棒。方式2换棒时既要调整控制棒的位置又要改变插入顺序。换棒时一次对换两个棒组 , AO棒组用于TAVG控制以保证 尽可能小 的TAVG瞬态。
5 结论
三代核电厂的一大特色是采取控制棒进行自动调节反应堆功率和自动控制功率分布, 一回路不需要通过调节硼浓度来调节功率, 相对于二代加电厂取消了硼回收系统, 减少了一回路冷却剂泄漏的可能性。通过当前棒位和热功率计算而得到控制棒插入限值, 并且引用了控制棒换棒逻辑, 设定插入顺序, 交换是三代核电机组特有的一种控制棒运行方式, 是三代核电机组正常运行时反应堆的控制策略所带来的结果, 控制棒在堆芯中的工作方式体现三代核电在堆芯控制方面的优点, 但是因为控制棒控制方式还没有在现实机组中得到验证, 具体该系统的工作效果如何还有待调试中检验。
参考文献
[1]三门核电有限公司.AP1000核电厂基础培训教材系统与机械设备[Z].2009, 7.
[2]三门核电有限公司.AP1000核电站基础培训教材电站系统与通用设备 (试用版) [Z].2008, 7.
[3]刘洋, 王照, 匡红波, 卜江涛, 赵福宇.AP1000堆芯动态仿真程序开发[J].核动力工程, 2014, 6, 35 (3) .
[4]张小冬, 刘琳.AP1000反应堆控制系统特点分析[J].核动力工程, 2011, 8, 32 (4) .
三代核电 篇4
1 DAS
DAS系统是一个非安全级的I&C系统, 其作为PMS系统的一个多样化的后备, 采用专用的传感器进行数据采集、处理和运算并与PMS相隔离, 在PMS系统因CCF而失效时, 实现反应堆停堆 (RT) 和选定的专设安全设施的驱动 (ESF) 来降低严重事故的发生概率以支持AP1000风险目标。
2 系统功能
DAS系统主要执行信号采集、计算、定值比较、符合逻辑、RT和ESF功能, 实现和维持电厂处于安全停堆工况, 采用二取二逻辑。其主要具有以下功能:
(1) 自动驱动功能:当规定的电厂参数超过整定值时, 触发反应堆停堆, 并驱动选定的专设安全设施 (ESF) 。
(2) 手动驱动功能:在运行和控制中心系统 (OCS) 的主控制室内的DAS盘和就地处理柜1的面板上均提供手动触发反应堆停堆和驱动选定的ESF的手段。
(3) 专用指示功能:在DAS盘和处理柜1的面板上对选定的电厂参数提供指示。
DAS系统的控制功能如图1所示。DAS系统分别采集来自反应堆冷却剂系统 (RCS) 的热段高温度和稳压器低液位、蒸汽发生器系统 (SGS) 的宽量程低液位以及安全壳循环冷却系统 (VCS) 的安全壳温度信号, 均采用二取二逻辑进行处理。当出现蒸汽发生器宽量程低液位、稳压器低液位或热段高温度信号时, DAS自动触发停堆和汽轮机脱扣, 同时驱动选定的ESF。DAS的停堆方式与PMS保持多样性, 其通过对棒电源机组进行脱扣来使反应堆停堆。当安全壳高温度信号出现时, DAS驱动选定的ESF。
3 系统结构
DAS系统设备主要包括位于主控制室内具有手动操作和指示功能的DAS盘、爆破阀控制柜和两个处理柜 (1和2) , 其中处理机柜1具有就地控制和指示功能。DAS系统结构如图2所示。
DAS系统机柜分别接受来自DAS盘和现场与PMS存在多样性的专用传感器的手动命令和过程信号, 经过机柜的运算或逻辑处理之后产生停堆、汽机脱扣和选定的ESF驱动命令直接作用于执行机构。爆破阀控制柜只接受手动命令进行爆破阀的控制。
DAS盘接受来自系统机柜处理后所产生的信号进行显示和报警以满足操纵员事故工况下运行的需要。
另外, 在计算机房间设置有专用的服务器用于数据存储和记录。
4 系统平台
DAS系统两个处理柜的信号调节和自动控制使用CS Innovations (CSI) 公司的先进逻辑系统 (ALS) 。爆破阀控制柜采用专用的控制器和电路接受手动命令实现对爆破阀的充电和驱动。
ALS是基于机架的模块化控制系统, 相关设备安装在DAS控制柜中, 不使用微处理器或软件, 采用现场可编程门阵列 (FPGA) 技术。一般, FPGA分为两种类型, 即FLASH和SRAM型。在核电厂中需要考虑中子辐照的影响, 而FLASH型FPGA对于中子辐照具有较优的免疫能力, 所以其可以为ALS的应用提供最佳特性。ALS具有一个先进服务单元 (ASU) , 主要用于系统的维护和试验, ASU与ALS之间使用专用总线进行通信。ALS系统平台主要包括模拟量采集卡、数字量采集卡、热电阻/热电偶采集卡、逻辑处理卡、数字量输出卡和通信卡等设备。DAS系统平台的结构如图3所示。
5 技术特点
DAS系统具有以下技术特点:
(1) 采用独立的传感器、控制柜和DAS盘, 与其他控制系统不存在接口, 输入接口只允许DAS系统的单向输出。
(2) 自动功能采用二取二的表决逻辑以防止虚假驱动的发生。
(3) 为了与采用数字化平台技术的PMS实现多样性采用FPGA技术。
6 结语
三代非能动AP1000核电厂DAS系统作为在事故工况下PMS系统失效时的后备系统, 对于核电厂降低事故发生的概率和安全运行至关重要。
参考文献
[1]林诚格, 等.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社, 2008
三代核电 篇5
关键词：过盈配合,冷装配,堆内构件
前言
过盈装配是机械设备零部件装配中常见的一种装配工艺。通过工件间的过盈配合,限制其相对移动,从而达到设计的要求。在设备的安装与检修过程中,对过盈配合的实施主要采用压装、热装、冷装等工艺。冷装具有便于操作、费用节约等独特优势,特别适应小尺寸工件与大尺寸包容件间的过盈配合。冷装配的原理就是利用金属在低温下尺寸线性收缩的特性,使被包容件与包容件间的过盈配合在装配过程实施时转化为间隙配合,待装配完成并恢复常温后,被包容件被紧紧固定在包容件内,从而使二者之间装配满足过盈配合的技术要求。
三代核电的堆内构件安装过程中需要用到冷装配工艺,具体部位为:执行定位功能的H/V定位销暗销的安装(见图1),执行间隙调整功能的下径向支撑镶块定位销的安装(见图2),执行定位功能的导流板衬套安装(见图3)。这些被冷装的工件分为实心的圆柱型棒状和空心的圆柱型管状两种形状,材质均为耐蚀合金钢。
1 冷装配的工艺准备
1.1 冷装配物项信息确定
按照设计,堆芯支撑镶块的定位销孔要以厂家已经加工的φ25.27mm孔为导向孔进行扩孔,最大扩孔直径不超过φ26.67,过盈量控制在0~0.025mm,配合深度控制在98.4mm左右。
以H/V定位销的暗销安装为例。图1所示的暗销设计尺寸为mm,销孔设计尺寸为φmm,销为实心柱体。理论上计算,过盈量为0.018~0.03mm。暗销由制造厂家提供坯料,需要根据定位暗销的尺寸确定定位销的加工尺寸。为减少测量误差,现场采用3组施工人员测量加工后的孔径与暗销直径。暗销的测量至少取上、中、下三个截面,并最终取其平均值。经计算,暗销与定位孔径的最大过盈量δmax=0.018mm,配合深度为31.1mm。
再以管状的衬套为例。配合段衬套外径mm,衬套内径φmm,与之装配的工件沉孔内径为φmm。按照设计,装配过盈量为+0.064mm。利用与暗销测量相同的方法,测得工件的沉孔内径为φ48.25mm,衬套外径为φ48.32mm,内径为φ24.13mm,实际配合过盈量为0.07mm,配合深度为38.1mm。
1.2 冷却介质的选定
冷装配工艺需用的冷却温度,可根据经验公式
这里,△t为温度变化量,δ为配合时的最大过盈量(mm),ε为冷装件的线膨胀系数,d为配合直径(mm)。
将销/衬套的参数代入上述公式中,计算得到需要的最小温度变化量△t见表1。
目前,常用的冷却介质一般为干冰、液态氮、液态氧以及其他特殊设备冷却。它们的温度依次为-75℃、-185℃、-195℃、-120℃。根据表1最小温度变化量需求,综合液态氮冷却的优点,选用液态氮作为堆内构件过盈装配中的冷却介质。
1.3 冷却时间的确定
根据经验公式:t=αδ+6
其中,t为冷却时间(分钟),α为冷却综合系数,δ为最大壁厚。
根据上述公式计算,冷装工件的冷却时间应不小于表2所示时间。
1.4 冷装配工具的准备
为能够安全快捷地将工件安全冷冻、快捷取出并安装到位,根据工件尺寸采购和制作了以下物项。
①冷冻箱:采用厚度2mm的钢板焊接而成一箱型容器,双层结构,层间用一级膨胀珍珠岩填充以保证保温效果,夹层厚度约15mm,容器顶盖边缘设排气孔,见图4。
②TP304不锈钢托盘:工件放在托盘上,托盘能够整体竖立放入冷冻箱中,托盘提手高于液氮液位。工件冷冻后,将托盘与工件一起提出液氮箱。在提取过程中,工件不会晃动掉落,液氮自然流回液氮箱,见图5。
③防冻手套:抓取冷冻后的工件,快速安装。
④液氮:从市场采购或租赁,根据液氮盛具的不同,将液氮倒入或通过管道放入液氮箱。
2 冷装操作的模拟
为提前发现定位销安装的意外风险和进行数据收集,综合考虑定位销冷装部位的重要性和施工难度,选取堆芯支撑镶块定位销安装进行模拟试验。从重要性上分析,堆芯支撑镶块属于堆内构件下部径向支撑系统,具有限制堆芯吊兰下部旋转和位移的作用。堆芯镶块支座为压力容器上的焊接件,属于核I级设备,必须避免在定位销孔加工和定位销安装过程中出现难以挽回的错误,以保证一次安装成功。从安装难度上分析,现场加工,堆芯支撑镶块销孔受加工空间和加工机具限制。销孔加工深度较深,销安装过程中出现卡塞的风险大。
基于试验成本和可取用材料难易上的考虑,实际选用了物理性能差别不大的304不锈钢进行销孔和销的模拟加工及销的液氮冷装。
2.1 模拟装配工序
销孔加工→销孔清洁及外观检查→销孔直径和深度测量→根据过盈量确定销的加工直径→销粗加工→销的排气槽和倒角加工→销精加工测量→冷装工具准备→销的外观检查和直径测量→将销放入托盘置于冷冻箱中→注入液氮浸没工件→记录时间→15分钟后取出销测量直径后迅速将销放回冷冻箱→销孔清洁及外观检查→30分钟后将销取出测量直径→安装销→销末端沉入销孔深度测量。
加工两组销孔和销进行模拟装配,装配信息见表3。
2.2 模拟件试装配中的注意事项
(1)模拟圆柱销直径测量点应选取上中下多部位测量,测量值之间的差值不能大于0.01mm;多人测量取其平均值;圆柱销应平直、无弯曲;端部应保证有一定的倒角。
(2)定位销孔用三爪内径千分尺测量时应测量上中下多部位数值,3个以上人员测量进行测量验证。
(3)冷装销的冷却尺寸变化可以反复测量几次,找出合适的冷却时间。
(4)冷装销的清洁度应该达到B级清洁度标准。
(5)液氮容器的清洁度应达到B级清洁度标准。
(6)取冷装销需佩戴防护手套,手套不允许有起毛、线头等易被带入销孔的东西。
(7)排气孔应起到排气功能,以免出现“弹销”现象。
(8)冷装销按编号存放在托盘上,安装时应与键槽上的对应编号相匹配。
(9)废弃的液态氮应采用掩埋处理,禁止随意倾倒、抛洒。
3 冷装过程实施
下面以镶块与径向支撑座之间的装配为例,详细描述整个装配的工艺过程,位置关系如图6所示。
将加工完成的镶块按编号安装在径向支撑座上,利用上下2个定位螺钉将镶块与径向支撑座紧固在一起。紧固前,应检查二者之间的接触情况是否达到75%的接触面积,同时要对镶块进行松动试验检查,以消除镶块上定位螺栓孔与支撑座上对应的螺栓孔间存在尺寸偏差。因为尺寸偏差过大,将导致镶块与径向支撑座侧面间存在间隙现象。松动试验检查完成后,利用临时工装将磁力电钻固定,调整好磁力电钻的方位和角度,利用专用铰刀对准镶块上的导向孔,将径向支撑座上的销孔φ25.27mm逐步铰孔至φ26.67mm,铰孔深度L=110mm。现场实际使用的铰刀分为5个规格,分别是25.65mm、25.91mm、26.16mm、26.42mm、26.67mm。
铰孔过程务必保证孔的垂直度与圆柱度。在模拟试验时,铰刀的操作者应该熟练掌握操作要领,如镶块上的初始导向孔与径向支撑座上的定位孔位置上的偏差过大,应进行综合评估,切不可盲目铰孔;位置偏差可控,应在铰孔过程中补偿性修复;铰孔过程中严禁磁力电钻的偏移。
铰孔完毕后,利用三爪内径千分尺精确测量孔的内径。在孔的深度方向上取多点测量并记录数值。利用2-3人测量孔的直径,然后将数值汇总,确定孔的内径D。需要注意,确定的内径数值应征得所有参与测量人员的认可。
利用测量的孔径D和孔的深度L加工圆柱销,圆柱销加工尺寸为D+0.025。根据模拟试验的结果,综合各种因素,现场工程师将圆柱销的收缩量确定为0.07mm,将加工好的冷装销装入托盘(见图5)中,分2批次将16个冷装销放入液态氮容器中的托盘上冷却。冷却37分钟,取其一件迅速用游标卡尺测量冷装销的外径是否满足收缩量要求。如果满足,应快速插入对应的安装位置,可利用橡皮锤轻轻敲击,使其迅速安装到位。采用同样的操作过程,逐一安装16件圆柱销。注意,此时的操作一定要按模拟操作时一样“手感”进行,如果发现冷装销不能轻易插入,应迅速拔出并继续冷却,直至可以轻易装入对应的销孔。整个装配过程应注意动作迅速,减少冷装销在空气中的暴露时间。同时,要保证圆柱销在液态氮容器中有足够的冷却时间。
对于管状的衬套安装来说,冷装配操作与圆柱销状的实心圆柱销冷装没有大的区别。衬套加工后的尺寸:内径φ24.13mm,外径φ48.32mm,导流板沉孔内径φ48.25mm,沉孔深度d=38mm,设计配合过盈量0.064mm,实际过盈配合量0.07mm;液态氮中的冷冻时间为35分钟,实际测量冷冻后,收缩量为0.14mm;装配过程采用与圆柱销同样的方法,6个衬套在车间轻易完成,最终成功完成衬套与导流板之间的装配工作。
4 结束语
利用冷装配工艺实现H/V定位销暗销、支撑镶块定位销、DVI导流板定位衬套安装时过盈配合的设计要求,证明了设计上的可操作性。通过实际操作,发现应用在堆内构件安装中的冷装配工艺具有如下特点:冷装配操作较为简洁,操作工人容易掌握操作要领;液态氮容易获取;冷装销在液态氮中的线性收缩性能很好,整个降温过程均匀,降温过程不易发生氧化与畸变。同时,通过模拟操作与正式安装操作,操作人员逐步掌握了冷装配过程中的冷却时间控制、工件测量方法、过盈量的评估、操作风险因素控制等多方面的知识,为后续类似工艺积累了经验。
参考文献
[1]中国国家标准化管理委员会.GB/T5371-200 4极限与配合过盈配合的计算与选用GB/T5371-2004[S].2004.
[2]汪大年.金属塑性成形原理[M].北京:机械工业出版社,2012.
三代核电 篇6
近年来,DCS技术得到了飞速发展,越来越广泛地应用于军事、经济乃至社会生活的各个部门,大大增加了电厂控制的可靠性[1,2]。而随着三代核电技术的引进,控制系统采用全数字化DCS已经成为必然[3,4]。在核电仪控系统的数字化过程中[5],一个必然要解决的关键问题是核级软件的V&V过程[6]。安全仪控系统的高可靠性要求,结合数字化仪表与控制系统的一体化设计思想,进行安全仪控系统的设计[7],因此只有通过了独立V&V过程,才能被允许应用于核电站的安全功能[8]。
安全仪控系统软件的V&V中第一个V是Verfication,是通过检查并提供客观证据证明工程活动(工程文件的内容,格式,技术要点)满足目标的需要。根据标准IEC Standard60880,对Verficaition的定义如下:“the verification is the confirmation by examination and by provision of objective evidence that the results of an activity meet the objectives and requirements defined for this activity”.
安全仪控系统软件的V&V中第二个V是Validation,主要是采用检查和测试的手段来确认(功能性,响应时间,故障冗余等)是否满足规格书的要求。根据标准IEC Standard60880对Validation的定义如下,“the validation is the confirmation by examination and other evidence that a system fulfills in its entirely the requirement specification as intended(functionality,response time,fault tolerance,robustness)”.
根据IEC Standard 60880 and IEEE Standard 1012,对V&V的主要要求是:每份工程文件出版以前必须被原设计人以外的另一个团队进行检查;它必须覆盖设计文件的所有内容包括文件的格式和技术内容。
笔者有幸全程参加了法国EPR核电站反应堆保护系统的验证与确认活动,希望能通过介绍法国三代核电站安全仪控系统的V&V流程,为我国安全仪控系统V&V的标准化研究提供一些参考。
1 基于TXS技术的安全仪控系统简介
EPR三代核电DCS仪控系统主要由TXP平台(基于SPPA-T2000)、TXS平台两大平台实现。其中安全自动系统和过程自动系统主要由TXP平台实现;保护系统,优先级和执行器控制系统,反应堆控制、监测和限制系统,严重事故仪控系统主要由TXS平台实现。
2 EPR安全仪控系统V&V应遵循的法律规范
EPR核电站安全仪控系统的V&V遵循的法律规范如下:
[1]IEEE Standard 730-2002 IEEE Standard for Software Quality Assurance Plans
[2]IEEE Standard 828-1998 IEEE Standard for Software Configuration Management Plans
[3]IEEE Standard 1012-2004 IEEE Standard for Software Verification and Validation
[4]IEEE Standard 1028-1997 IEEE Standard for Software Reviews
[5]IEEE Standard 1042-1987 IEEE Guide to Software Configuration Management
[6]IEC 60880 2006 edition Nuclear Power Plants-Instrumentation and control systems important to safety-Software aspects for computer-based systems performing category A functions
3 EPR安全仪控系统设计验证流程总述
EPR安全仪控的所有工程活动可以分为初步设计(包含总体设计和子系统系统初步设计)、详细设计、调试安装三个阶段,其中每个设计阶段都对应相应的确认,所有的测试验证阶段分为A和B两个阶段。
3.1 总体系统设计:
此阶段所有的仪控系统设计工作都是一个整体进行。此阶段主要根据上游需求从总体定义系统的各种性能(安全等级、系统结构、功能实现等),并作为具体描述系统仪控功能的设计输入。
3.2 软件和硬件详细设计阶段:
此阶段主要专注于仪控系统的自动部分详细设计,主要设计CPU(SVE板卡模件)的功能定义,以实现软件和硬件的组态。
3.3 服务单元(Service Unite):
此机柜主要用于安全级DCS特殊要求工程服务单元。其软件和硬件主要用于系统的维修功能(监测、诊断、定期实验等),并且为NC级。
3.4 QDS设计:
此阶段设计主要专注于工程相关的QDS设备。主要用于模拟和逻辑信息的显示,特殊情况有相应的数学处理和计算,其软件和硬件应满足工程需要。
整个TXS系统设计都是按照图1的描述按步骤进行,每个步骤完成都有相应的V&V要求。
根据进度进行,仪控系统设计分解成不同的部分,有可能每个部分都同时进行;对于仪控功能的设计必须按照要求在前一个步骤完成并进行检查后才能进行下个步骤,如:已经完成I&C功能的功能图设计,必须对功能图进行检查和验证后,才能进行下一步设计。
4 安全仪控系统V&V的执行过程描述
EPR核电站反应堆保护系统的检查的范围和方法由项目经理来确定的。检查的目标主要分为下面两类:1)仪控功能规格书的检查;2)数据库的检查。
4.1 仪控功能规格书的检查
仪控功能规格书的检查要点如下:1)确定软硬件的需求是否与系统的需求规格书,仪控文件(如系统规格书等)要求的上游需求一致;2)确保规格书的完整度和清晰度(如计算,接口等);3)检查与安全仪控系统平台的一致性;4)确认与工程准则的要求是否一致(如代码等);5)仪控功能规格书的检查步骤;6)检查设计输入的正确性和完整性。
4.2 数据库的检查
数据库的检查主要包括以下几点:1)检查仪控功能规格书的正确设计;2)确保执行的完整度;3)检查精度和匹配程度是否满足安全仪控平台的要求;4)检查是否满足工程文件的要求(如编码,图形等)。
4.3 验证测试
根据the IEC Standard 60880定义,验证测试主要是采用检查和测试的手段来确认(功能性,响应时间,故障冗余等)是否满足规格书的要求。这些测试被分为不同的步骤和阶段,每个一阶段他们验证的目的有不同。
在安全仪控系统的整个设计过程中的验证测试主要由以下步骤组成:1)软件模块库的验证;2)软件验证测试;3)系统的集成和验证。
另外,试运行测试也是验证的内容之一,但此文不做过多描述。每步的验证方法:1)确定设计参考和测试项目;2)陈述测试目标;3)解释适用的方法;4)描述生成的文件。
根据质保要求和保护系统的系统结构,FA3的验证测试主要:1)A阶段测试;2)B阶段测试。
4.3.1 A阶段测试(在工程计算机上的测试)
仿真环境下的软件测试被称为A阶段测试:这是在仿真环境下进行的。这个测试的目的验证各个工程专有的软件块;这些测试是同时进行的。仿真环境下的A阶段测试被分为技术指标测试和系统功能测试两部份。1)技术指标的测试主要包括以下内容:(1)系统在故障时应该采取的正确的行为;(2)与人机界面的接口(信号,报警和手动命令);(3)特殊的仪控功能(如热备用状态);(4)进行维修任务维护任务测试:主要考虑定期测试,诊断系统,参数管理。所有这些功能都在在线监测单元里进行。在阶段A,与运行和维修相关的性能测试都是在仿真环境里进行的。2)功能测试功能测试这部分的测试主要是验证仪控功能的正确性,包括降级模式。
4.3.2 B阶段测试(在测试平台中进行)
B阶段测试是指整个仪控功能的整体验证,也是在专门的测试平台里测试(软件,硬件,应用软件),主要包括技术性能测试和功能测试。
1)技术性能测试
技术性能测试主要包括以下几方面的测试:(1)系统性能(负荷,响应时间);(2)与HMI的接口(信号,报警和手动命令)测试;(3)仪控相关的功能(如机柜监测、热备用功能或故障探测等)将被直接测试;(4)维修任务测试。每一个运行和维护程序都要被执行,通过模拟故障来检测每项功能。参数管理功能也要进行测试。
2)功能测试
这部分的测试主要是验证仪控功能的正确性,包括降级模式。在B阶段,整个系统的功能测试都在ERBUS测试平台进行的。系统仿真测试也是通过定义输入,监视输出。测试活动就是完成一个仪控功能。
5 结束语
核电厂安全级软件V&V是两种利用不同技术达到不同终极目标的工艺。这两种工艺互为补充,其执行过程与结果的有效性是建立成品软件信任度的决定条件。法国在核电厂安全级软件的研究方面起步较早,同时投入了巨大的财力和物力致力于反应堆保护系统验证与确认的研究,希望通过严格的验证与确认过程,确保复杂系统的数值模拟给出正确的结果,从而降低做出错误决策的风险,以提高系统的置信度和模拟能力,这也是核电站安全研究的需要。
摘要：法国在建模与仿真研究方面起步较早,同时投入了巨大的财力和物力致力于反应堆保护系统验证与确认技术的研究,希望通过严格的验证与确认过程,确保复杂系统的数值模拟给出正确的结果,从而降低做出错误决策的风险,也是核电站安全研究的需要。本文以法国FA3核电站(中国在建三代核电台山核电的参考电站)安全仪控系统的V&V活动为基础,介绍了安全仪控系统的V&V技术。
关键词：建模与仿真,V&,V,核电站安全,安全仪控系统
参考文献
[1]杨岐.核电厂数字化仪表与控制系统的应用现状与发展趋势[J].核动力工程,1998,19(2):124-129.
[2]刘伟瑞.核电站仪表与控制系统的发展概况[J].自动化仪表,1997,18(9):1-5.
[3]史觊,蒋明瑜,郑健超,等.核电站仪表与控制(I&C)系统数字化关键技术研究现状[J].测控技术,2004,23(2):29-32.
[4]伍广俭.P320分散控制系统在岭澳核电站常规岛的应用[J].广西电力工程,2001(1):71-75.
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[6]王本利,王世忠.用有限元法分析导管固液耦合振动[J].哈尔滨工业大学学报,1985,17(2):8-13.
[7]王华金,刘立新.核电站数字化反应堆保护系统研究[J].核动力工程,2003(S1):77-81.
三代核电 篇7
关键词：AP1000,CAP1400,主泵变频器,功率单元旁路
0 引言
三代核电AP1000及我国自主研发的CAP1400核电站的冷却剂系统采用屏蔽式主泵[1]或湿绕组泵[2],消除了因轴密封失效而导致失水事故的可能性,提高了电厂安全性。但主泵的特殊性也导致需要采用主泵变频器为主泵供电[3],由此也对主泵变频器的可靠性提出了更高的要求。其中之一就是在两个功率单元旁路的情况下变频器依然具有额定输出电压和转速调整率的能力。
为了满足这一要求,需要对功率单元提出冗余设计要求,并通过功率单元旁路技术,采用高速算法实现各功率单元电压及各相相位角的调整。下面以CAP1400湿绕组泵参数为例,通过分析和计算验证CAP1400主泵变频器功率单元旁路冗余能力,并得到单个功率单元要求的最小输出电压。
1 湿绕组泵电机主要参数
CAP1400湿绕组泵电机主要参数见下表。
2 主泵变频器的结构
主泵变频器整体上包括开关柜、预充电柜、电抗器柜、功率柜、冷却水柜体以及控制柜等,其主电路拓扑结构结构如图1所示。
CAP1400主泵变频器主电路拓扑为单元串联多电平叠加结构,通过载波移相技术,将每个功率单元输出的两电平PWM波形进行载波移相叠加,得到相电压9电平的输出电压,确保电机绝缘和运行特性不受变频器输出谐波的影响。
3 功率单元的选择
功率单元是整个变频系统的心脏,由于CAP1400相比AP1000主泵功率进一步增加,为了减少串联极数和开关损耗,控制主泵变频器的整体尺寸,减少水冷移相变压器二次绕组数量,降低变压器加工难度,增强短路耐受能力,提高产品的可靠性和寿命,CAP1400主泵变频器要求采用四级3.3kV的高压功率单元串联。
4 功率单元旁路原理
功率单元旁路技术的工作原理如下:级联变频器运行过程中出现一个功率单元故障时,系统可以自动将故障单元转为旁路运行,从系统切出,同时改变三相输出电压的相位角保证线电压平衡。以4级单元串联系统为例(见图2),当A相第4级功率单元发生故障时,系统将故障功率单元自动切出,根据三个输出相电压向量叠加为零的原理,通过控制系统增加AC相位角值,减小BC相位角,快速完成相位角调整,同时提高每个功率单元输出电压的有效值,使得系统输出等效线电压幅值和相位均不变。
5 功率单元旁路冗余能力计算
查上表可知,湿绕线泵的额定电压为6900V,预留5%电压输出能力,变频器最大输出电压应为7245V。无论在正常运行、一相旁路两个功率单元和两相各旁路一个功率单元的情况下,变频器的三相输出线电压均满足上述要求。下面按照三相输出电压的相互关系,分别对这几种情况进行分析计算,得到单个功率单元的电压输出要求,进而验证了变频器功率单元的旁路冗余能力。以下计算均设单个功率单元的输出电压为x。
5.1 正常运行
正常运行时,三相输出电压关系如图3所示。
运用三角关系可以得到
5.2 一相旁路一个功率单元
当其中一相旁路一个功率单元时,三相输出电压关系如图4所示。
由式(3)得
5.3 一相旁路两个功率单元
当其中一相旁路两个功率单元时,三相输出电压关系如图5所示。
由式(5)得
5.4两相各旁路一个功率单元
当其中两相各旁路一个功率单元时,三相输出电压关系如图6所示。
由式(7)得
通过以上计算分析可知,只要满足单个功率单元的输出电压不小于以上计算结果的最大值1292.6V,即可通过功率单元旁路技术,保证在正常运行、一相旁路两个功率单元和两相各旁路一个功率单元的情况下,变频器的三相输出线电压7245V。
本文简要介绍了CAP1400主泵变频器的结构和功率单元旁路技术的基本原理,并以四级功率单元串联的变频器结构为例,分别在无功率单元旁路、一相旁路一个功率单元、一相旁路两个功率单元和两相各旁路一个功率单元的情况下,通过功率单元旁路技术分析和计算满足主泵变频器输出线电压时单个功率单元的最小输出电压要求,分析和计算的过程同时也验证了主泵变频器功率单元的旁路冗余能力。功率单元旁路能力的验证也为主泵变频器的可靠性乃至主泵的可靠运行奠定了基础。
参考文献
[1]庄亚平.AP1000屏蔽泵的应用分析[J].电力建设,2010(11):98-101.
[2]李天斌,汤磊波,郭鹏,等.三代核电CAP1400/AP1000湿绕组型反应堆冷却剂泵的技术特点[J].通用机械,2014(4):72-76.