压水堆核电厂调试与运行-作业
调研核电厂A模式(基荷) G模式(调峰)运行的区别
班级：核工084班学号：20084530451 姓名：张淼
摘要：核电机组(压水堆)无论采用A 模式还是G模式，均能满足电力系统的基本运行要求，负荷跟踪幅度及速度均优于火电机组。A模式操作简单、价格较低，G模式比A 模式具有更大的运行灵活性。
关键字：核电厂 A模式 G模式调峰
核电厂是将原子核裂变释放的核能转变为电能的系统和设备，通常称为核电站也称原子能发电站。
核燃料裂变过程释放出来的能量，经过反应堆内循环的冷却剂，把能量带出并传输到锅炉产生蒸汽用以驱动涡轮机并带动发电机发电。
电力网络由电源的升压变电所、输电线路、负荷中心变电所、配电线路等构成。它的功能是将电源发出的电能升压到一定等级后输送到负荷中心变电所，再降压至一定等级后，经配电线路与用户相联。
系统运行中，由于电力负荷的随机变化以及外界的各种干扰会影响电力系统的稳定，从而影响系统电能的质量，严重时会造成电压崩溃或频率崩溃。
电力系统在保证电能质量、实现安全可靠供电的前提下，还应实现经济运行，即努力调整负荷曲线，提高设备利用率，合理利用各种动力资源，降低燃料消耗、厂用电和电力网络的损耗，以取得最佳经济效益。
由于电无法贮存,而白天晚上用电量各不相同。于是一部分电厂用于承担基荷，一部分承担腰荷，一部分承担调峰。
法国、美国、西德等国已经将核电调峰运行进行实际的运用，例如在法国以电力负荷少的夏天为中心，几乎每天要进行调峰运行，32台9OOMW级机组，一年中进行的总循环次数达到： 1986年约为1700次，1987年约为2200次。
现在我国核电以压水堆为主，压水堆在设计时就设计成了可以跟踪负荷运行,可以实现调峰。但考虑到核电的核安全,现我国核电都是带基本负荷运行。随着我国核电建设发展，核电在整个发电系统的比重，如何使核电安全参与调峰是不可避免的问题。
反应堆的出力控制可实行再循环流量构控制以及控制棒操作的控制。设计上特别采用再循环流量控制，可在额定出力至65%出力之间、以最大每分钟30% 的
调节速度来调节出力。
目前，在沸水堆实行调峰运行时，可实施自动平滑的再循环流量控制来进行出力控制。将来出力变化幅度更大时，同时实行控制棒操作。
据美国GE公司介绍，沸水堆核电机组也具有良好的负荷跟踪和调频能力。跟踪幅度和速度分别为(50～ 100) %Pn、1% Pn／SeC。
为了调节再循环流量，要调整汽机控制装置负荷整定器的整定值，但为进一步减轻值班运行人员手动操作的负担、进行更细致的运行监视，开发了能自动进行调蜂运行的出力调节装置，并己在一部分机组上设置了该装置。
图1. BWR调峰运行方法
而压水堆调峰运行，按照出力自动调节装置的指令，变此进入汽机蒸汽量的调节阗，从而改变了汽轮发电机的出力。对应于此变化，以控制棒插入反应堆的比例进行自动调节。
由于控制棒插入比例的调节，而燃料上下间的出力分布发生偏移，反应堆冷却剂中的硼浓度进行调整而使出力分布均等。由于这些操作，反应堆出力的跟踪对应于汽机出力。此外反应堆的控制性能，可设计为十分安全地跟踪于每分钟5％的出力变化。
核电机组的运行模式具有二种运行模式：(1) A模式；(2) G模式。
A模式
①四组控制棒，每组控制棒由8根“黑棒”组成。通过控制棒的提升和降落来控制反应堆的核裂变反应速率、启动和停堆，调整反应堆的功率。
②改变硼浓度。通过改变一回路的硼浓度，来补偿与功率变化有关的反应性变化。
G模式
同时使用黑棒和灰棒。这里的黑棒与A模式中使用的黑棒完全相同，由24根银一铟一镉材料元件组成而灰棒是由8根银一铟一镉材料元件和16根吸收中子能力较弱的不锈钢材料元件组成。
图2. A模式负荷跟踪模式
图3. G模式负荷跟踪模式
率水平时，均具有士10%Pn的功率阶跃变化的能力。所以当其运行于低功率水平时，具有10%Pn的即时旋转备用。但是机组不能连续进行阶跃变化和斜率变化，也不能连续进行阶跃变化导致负荷变化率超过5％Pn／min
核电机组的调频特性：A 模式和G 模式在l 5～ 100 Pn范围内的任何功率水平下具有负荷波动的能力，其负荷变化速率约为 1 %Pn／min，最大波动幅度为：A模式：±6%Pn；B模式：±8%Pn。
一次调频：又称自动(就地)调频，它是利用机组本身的调差特性、即机组的调速器参与电网的一次调频过程。它能够自动完成而不需要外界的任何干预广东核电机组的凋差系数为4 %．即频率每下降20mHz．需要增加1% Pn的附加功率来调整。
A模式运行时，参与电网一次调频的功率约为±(2～3)% Pn。而G模式运行时，参与电网一次调频的功率为±3 %Pn。
二次调频：又称遥调．其调频信号由电刚调度中心根据电网的频率偏差及联络线交换功率的偏差而确定并送至参与调频的发电机组，由机组操纵员选择参与调频的最大幅度，并把运行参考功率降低到相应的功率水平。
A模式运行时，参与二次调频的最大功率约为± (2-3) %Pn。而G模式运行时，参与二次调频的最大功率为±5 %Pn。
大亚湾核电机组参与一次调频的最大功率为2.4万kW ，参与二次调频的最大功率为5.0万kW 。
核电机组(压水堆)无论采用A 模式还是G模式，均能满足电力系统的基本运行要求，负荷跟踪幅度及速度均优于火电机组。
A模式操作简单、价格较低，
G模式比A 模式具有更大的运行灵活性。
参考文献：
1.广东核电培训中心 900MW压水堆系统与设备 2005
2.濮继龙大亚湾核电站运行教程 1999
3.西屋电气公司 AP1000综述
4.周秋森核电站的调峰运行 1990(11)
5.近藤吉明日本压水堆的堆芯及燃料的改进研究 1999
6.黄重国外核电机组调峰运行概况 1992(10)
核电厂运行
1、核电厂与普通化石燃料电厂相比有哪些主要区别？ a.核电厂有临界的特点，反应堆必须达到临界才能工作；核电厂必须保证足够的核燃料装 量，既有临界质量的限制，也要保证适当长的换料周期；反应堆中的核燃料不可能全部耗尽。 b.放射性特点：放射性物质的来源：裂变产物、衰变产物、活化产物和放射性废物（气、 液、固）；防止放射性物质的释放是核电厂安全的首要目标。 c.剩余释热问题：剩余释热主要由剩余裂变发热和衰变热两部分组成；因此核反应堆必须 要有余热排出系统；冷却剂泵有一个很大的惰性飞轮。 d.系统的复杂性：核电厂系统设备比普通化石燃料电厂更为复杂；运行人员驾驭核电厂过 渡瞬变更为困难；核电厂的成本结构与普通化石燃料电厂不同（核电厂建造成本高而运行成本低，化石燃料电厂建造成本低而运行成本高）；因此要求核电厂尽量带基本负荷运行，并且尽量减少停堆。 e.饱和蒸气问题：核电厂绝大多数使用饱和蒸汽，而化石燃料电厂使用过热蒸汽；饱和蒸 汽的焓值比过热蒸汽的焓值低；因此在相同规模的情况下，核电厂使用的蒸汽管道、汽轮机、调节阀门等的尺寸较大，给运行带来了一些问题。 2、压水堆核电厂载硼运行有哪些优点和缺点？ 优点：1）可以控制较大的反应性，延长了反应堆的换料周期，提高了经济性； 2）有利于改善反应堆中子通量密度的分布，提高安全性，提高核燃料利用率。 3）减少了控制棒的数目，简化了控制棒系统的设计，减少了压力壳的开孔数目，提高了压力壳的安全性。 4）通过注硼可以实现可靠停堆，保证足够的停堆深度。 缺点：1）增加了一个化学容积控制系统，增加运行复杂性。 2）硼浓度过高可能导致正的慢化剂温度系数，增加了运行风险。 3）运行中需要经常调整硼浓度，增加了废物量。 3、为什么在压水堆运行中引入汽轮机快速降负荷功能？哪些条件引起汽轮 机快速降负荷？ 原因：在保证反应堆安全的前提下，尽量避免紧急停堆 引起汽轮机快速降负荷的情况有：超温ΔT或超功率ΔT值比事故保护停堆值低3%； 功率高于80%满功率时一台主给水泵跳闸；一路加热器疏水箱疏水被旁通到冷凝器。 4、核电厂的运行工况有哪些 a)Ⅰ类工况：正常运行和运行瞬态 b)Ⅱ类工况：中等频度事件 c)Ⅲ类工况：稀有事件 d)Ⅳ类工况：极限事故 5、运行模式的分类（温度一栏舍去） 模式K eff额定热功率/% 冷却剂平均温度 /℃ 1. 功率运行≥0.99 ＞5 ≥176.6 2. 启动≥0.99 ≤5 ≥176.6 3. 热备用＜0.99 0 ≥176.6
在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施
在线钠表在压水堆核电厂的常见故障及解决措施 摘要：及时、准确的测量钠离子浓度对核电厂机组 的安全运行至关重要。结合压水堆核电厂在线钠表在调试、运行期间出现的常见故障进行案例分析，提出以后钠表维护期间应注意的重点，为提高电厂在线钠表测量准确性和化学监督水平提供了有效的技术手段。 关键词：压水堆；在线钠表；常见故障 DOI：10.16640/https://www.360docs.net/doc/f17647527.html,ki.37-1222/t.2018.09.091 1 在线钠表的重要性 NaOH作为一种强电离的碱，能够提高pH值，同时还会发生局部浓缩，在高温和热通量的功率运行时，钠离子的不正常浓缩会产生严重的后果，如燃料包壳的均匀腐蚀、堆芯中不锈钢螺钉产生裂纹、蒸汽发生器传热管一次侧产生裂纹、蒸汽发生器二回路侧发生晶间腐蚀[1]。 钠表是核电厂化学在线仪表中最关键的仪表之一，提高化学监督水平，严格控制水汽品质，可防止和减缓热力设备腐蚀、结垢，提高设备的安全性，延长使用寿命，提高机组运行的经济性。 2 在线钠表的常见故障及解决措施 2.1 在线钠表读数与人工分析偏差大
某核电厂在运行期间，蒸汽发生器下排污钠表一度出现读数与实验室一直存在偏差的异常情况。 由上表所得，实验室分析结果钠含量基本保持一致，而钠表数据前后波动较大。可以判定为在线钠表测量异常。 引起钠表读数异常的因素主要有： 1）钠表测量回路中存在脏污，校验过程中标液被污染，导致测量结果偏低； 2）电极使用时间过长，导致测量数据精度偏低； 3）标准液被污染或失效，导致钠表校验后测量不准。 2015.6.14-2015.6.16钠表数据测量持续偏高，6月17日对钠表电极进行更换，添加碱化剂，清洗测量管路，并重新对钠表进行校验，校验完成后钠表测量数据又持续偏低。 2015.6.23化学人员继续查找原因，发现6月17日校验使用标准液已过期，换用全新标准液对钠表再次进行校准后，数据保持在0.7ppb左右，和?v史正常数据相近。 结合蒸汽发生器下排污钠表测量异常的解决方案，重新评估钠表碱化剂最低刻度线，定期清洗测量管路，校验前检查标准液有效日期。 2.2 流通池漏水 钠表调试期间，发现标定时，到达虹吸的液位后，关闭转向阀，液位还在不断的下降，结果发现流通池底部密封不严，水一点点往外漏。最后将水排净，更换流通池密封圈，
核电工作几之后经验之谈
核电工作几年之后经验之谈 本文系转载，希望对向往核电的同学有点帮助 谨以此文献给那些即将进入核电工作的师弟师妹们 在核电大发展的今天，越来越多的人梦想进入核电工作，想乘着国家发展核电的大好契机实现个人人生价值，这种想法无可厚非，既顺应了国家的发展趋势，又能实现个人目标，何乐而不为呢？再者，在金融危机的大背景下，高校就业压力也越来越大，找个一般的工作有时候都很难，更不要说进入核电工作了。在外在的国家的号召和内心渴望的驱动下，很多师弟师妹们进入了核电工作。学生毕竟是学生，对:) 核电的运作机制也不太了解，等 到进入核电工作又感觉核电站的生活不是自己追求的生活的时候，想反悔都难了，大部分情形是骑虎难下。下来就通过简单的介绍，试图让师弟师妹们能对核电有个大致完整的了解。（有点大言不惭吧，^_^） 一．核电待遇。大家找工作最关心的就是待遇薪水，而核电站丰厚的待遇可能是吸引 大家来核电最大的动力了。客观的说核电待遇在社会阶层中算是中等偏上水平。每个公司不一样，有点工资高些，有的福利高些，但是总数基本上相差不大，这样主要是怕因为待遇问题造成人才流失，尤其是一个集团内部的电站之间，待遇是相差不大的。基本工资高的公司，福利就稍微逊色点，反之，工资低的话，其他福利补贴会略高一些。至于工资具体数额不便透露，原因有二：首先，工资数额是每个公司的商业秘密，其次，要是有些师弟师妹冲着工资来的，结果工资又没兑现，岂不是误人子弟？想了解详情的，可以找一些在你“目标电站”工作的校友私下里打听下。 二．核电工作内容。在核电工作，具体是干什么的，通常说来核电站前期有：生产准 备部、人力资源部、总经理部、采购处、设计管理处、工程建设处等等。前期主要是生产准备部的工作，比如说是操纵员的培养、技术人才的储备都是这个部门管理，而师弟师妹们去新开工的核电站工作，也基本上是去这些部门工作，随着工程的进展，这些大部门都会细化分成运行、维修、仪器控制、设计等处室。下面具体介绍这些处室： 运行：负责核电站的日常运行，相当于开车的司机，主要负责开车，他们关注的是如 何安全高效经济的让车满负荷运行以实现核电站的效益。运行人对电站工艺系统了解的很透彻，理论知识也很全面但对设备的具体结构和设计原理了解的不是很多 维修：就是负责电站设备的维护，还是以开车做比方，车子有问题了，你要能及时处 理问题缺陷，车子停下来了，维修的就更忙了，几乎所有设备都要修理，当然维修几百号人是不能完成这么庞大的任务的，通常每个电站都有很多承包商，这些承包商有来自核动力院的、也有来自常规电站检修工程公司的。 仪控：核电站的是个复杂的系统，如何让这些系统相互配合顺利工作，就是仪器控制 的主要工作。仪表的维护、控制系统的优化、工艺保护的实现都是仪器控制的主要工作。对于二回路的控制，中国的技术已经很成熟了，常见的DCS系统都能搞定，上海的新华、南 瑞都是我们国家比较厉害的企业。 三核电工作模式。核电的生活比较严谨，其主要工作是保证核安全，其次才是发电， 因为一旦出现核事故，不仅仅影响的是一个核电站，而是对整个中国核电的发展的进程造成影响。在这种大背景下，核电的工作效率没有外企那么高的，推诿扯皮的事情也有，又
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养 凌尔凯
核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养凌尔凯 发表时间：2019-11-04T09:42:30.703Z 来源：《基层建设》2019年第23期作者：凌尔凯 [导读] 摘要：为使电站系统设备在长时间建设、安装和调试运行过程中能够保持保持较好的性能，必须在核电厂建设期间，特别是调试期间，根据已制定的方案有序地开展设备维护与保养工作，从而保证核电厂投入运行后系统设备能保持相对较高的可利用率。 中国电建集团核电工程有限公司 250100 摘要：为使电站系统设备在长时间建设、安装和调试运行过程中能够保持保持较好的性能，必须在核电厂建设期间，特别是调试期间，根据已制定的方案有序地开展设备维护与保养工作，从而保证核电厂投入运行后系统设备能保持相对较高的可利用率。本文在对核电厂调试期间的设备维护和保养管理手段进行了初步研究和探索。 关键词：核电厂；安装与调试调试；设备维护保养 前言：通常来说，核电厂的地理位置往往处于沿海地带，其所处的大气环境具有特殊的高湿度、高盐度特性，因此具有较强的腐蚀性；同时，在核电厂安装与调试阶段，其环境控制系统尚未能够完全投入使用并发挥正常功能（如排风机未投运、土建孔洞封堵未完成导致雨水天气设备淋雨等），所以此时的环境状况往往较为复杂，所以在这个时期设备维护保养工作至关重要。 1核电厂安装与调试期间进行设备维护保养的必要性 在核电厂安装与调试期间，由于以下原因使设备的维护和保养显得尤为重要： 大部分设备经历了仓储期、安装期及建安向调试的移交期，虽然在仓储期和安装期都有相应的成品保护程序，但从国内工程实践的经验来看，项目建设期间的设备保养效果往往差强人意；核电厂调试期间的现场环境比较恶劣，支持设备正常运行的通风、供暖、制冷系统往往在调试到一定阶段后才能投入使用； 调试期也是设备缺陷的集中爆发期，调试或维修人员往往疲于应付比较着急的纠正性维修工作而忽略设备的正常预防性维修及保养工作；工程建设期，维修人员的技能水平和维修管理水平也在不断积累完善中。在人员技能水平有限和管理体系逐步完善期间，设备保养工作往往由于体系、流程等问题而不能及时、有效的进行。 基于以上原因，在核电站建设和安装调试过程中，务必高度重视调试期间的设备预防性维护和保养工作。调试期间如果机械设备得不到专业维护，将使系统设备在预运行初期就会出现大量故障，从而影响整个项目调试的进展及机组的安全稳定运行。 2核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养的技术管理建议 在核电厂的维修大纲中明确安装和调试期间进行设备和系统专业化维护保养的范围、内容和要求以及与安装、调试、运行和维修的接口关系，并建立此阶段完整的技术管理文件体系。 2.1文件和记录管理 应制定管理文件，如：《机组维护、保养、检查和试验暂行管理规定》、《机组维护保养大纲》、《机组维护、保养总体计划》、《机组二回路的系统设备保养实施方案》、《循环水系统保养方案》、《汽轮机保养方案》。 在安装和调试期间，维护保养执行部门应在《机组维护保养大纲》中规定的原则下，细化和完善自己的责任范围内工作，并且针对不同的设备和系统，根据设备说明书和系统运行规程编写相应的维护保养程序。从管理上保证设备保养、维护、检查、定期试验工作的落实，并做详细的记录，立案成册，为设备和系统进行全寿期维护管理创造条件，同时为通过国家核安全局等管理部门审查做好准备，以保证和证明设备处于完好可用状态。 2.2设备和系统维护保养一般方法 核电厂设备在进入安装现场前由供货厂家提供保养，在安装和调试期间就应注意根据设备技术文件和系统特点结合现场环境采取适当的维护保养方法。 2.2.1厂房内大气环境维持 由于大多核电厂建在滨海区域，空气中有卤素元素含量较高的海水水汽，在安装和调试阶段核岛内空气环境差，整个核岛内很难达到设备和系统所要求的清洁度的要求，不能有效地形成好的保持设备和系统正常功能的环境。如在压水堆核电厂在安装和调试期间设备闸门不能及时投用，导致不能有效控制含卤素海水的空气进入安全壳，加速大部分设备外表面的腐蚀，同时也可能导致已安装就位而未采取适宜保护措施的主设备产生腐蚀。因此，在建造安装期间应尽快投入通风系统，并建立设备闸门管理制度，加大核清洁区的建设力度，控制人员进出核岛，严格管理和清理核岛的工程尾项和调试工作。同时必须严格管理调试尾项处理工作，对于任何有可能产生粉尘、烟雾以及物品可能跌落到开口系统或设备的施工或调试工作应建立起严格的隔离空间，必要时应采用小型风机排出粉尘、烟雾。 2.2.2设备保养内容及方法 核电厂主要分为机械、电气、仪表控制三大类设备，具体常见有管道、容器、阀门、仪表、泵、风机、电气柜等，根据设备材质以及功能的不同，往往采取的维护保养的方法也不同，核电厂常采用方法包含干保养、湿保养、定期运转、润滑、表面清洁和防腐、保温与防冻、电化学保护、定期校验（主要指的安全阀和仪表有效期校验）。缺陷管理正是处理一切异常问题，其中就包含维护保养中产生的问题，凡是调试过程中发现设备部件存在制造、设计、安装及其它不满足功能要求的异常问题都应及时按照缺陷流程进行处理，使缺陷得到及时有效地消除，这其中就包含保养过程发现的问题。 2.2.3设备保养的实施方式 核电厂调试阶段现场保养维护是一个动态过程，核电系统及设备在运行过程中性能存在不确定性，必须建立有效的保养维护方案。实施方案通常采用两种形式：（1）编制保养方案形式，主要指核岛系统泵、蒸汽发生器、二回路高低加热器、汽轮机高低压缸、海水系统以及发电机等重要设备，需要编制专门保养计划和方案，按照保养方案严格实施；（2）巡检记录形式，通常包含重要设备/通用设备保养记录、阀门检查记录、化学取样记录、电加热器投运检查记录、电气盘柜检查记录，通常这些记录根据具体情况又详细编制具体的检查内容。 2.2.4其他建议 ①在对设备进行维护保养期间应加强对湿保养和干保养的介质化学成分的控制和监督；②加强施工和仓储存放的设备保养管理；③做好维护保养工作的记录，建立好设备档案，强化维护保养工作，同时也为国家核安全局的检查做好准备工作；④加强防异物管理，同时要
HAD00309核电厂调试和运行期间的质量保证(精)
HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 (2) 1 引言 (2) 1. 概述 (2) 1.2 范围 (2) 1.3 责任 (2) 2 调试期间的质量保证大纲 (3) 2.1 质量保证大纲的制定和文件 (3) 2.2 质量保证大纲的实施 (4) 3 运行期间的质量保证大纲 (9) 3.1质量保证大纲的制定和文件 (9) 3.2 组织 (13)
3.3 文件管理 (14) 3.4 运行管理 (14) 3.5应急管理 (15) 3.6采购管理 (15) 3.7 材料和设备管理 (15) 3.8 检查、监督和试验 (17) I.9不符合项管理 (19) 3.10 纠正措施 (20) 3.1 评定、审查和监查 (20) 3.12记录 (22) 4 退役期间的质量保证大纲 (22)
4.1 概述 (22) 4.2 范围 (22) HAD003/09 核电厂调试和运行期间的质量保证 （1988年1月28日国家核安全局批准发布） 1 引言 1. 概述 《质量保证规定》和《运行规定》列有核电厂调试、运行和退役期间的质量保证和行政管理要求。为执行这两个《规定》的有关要求，本安全导则对这些要求加以补充，提出建议并叙述实施办法。 为便于调试人员引用，本导则用单独一章（第2章）叙述专用于调试的质量保证。但应指出，调试和运行阶段不能截然分开。在第3章提出的质量保证措施有很大一部分也适用于调试期间；适用时，必须予以遵循。 概括性术语“质量保证”用于核电厂运行时，包括所有为保证核电厂按规定要求进行运行时所必需的有计划和有组织的活动。这些活动由下述两类人员来进行：从事该项工作的人员和被指定从事验证该项工作是否全部和很好完成的人员或小组。 必须在各种活动开始之前建立已经批准的管理制度、有关的程序及组织机构。必须采取措施使管理工作从设计、建造有秩序地转人调试和运行。在核电厂从运行转入退役前，必须制定详细的退役大纲。 1.2 范围
核电厂电气调试准备与实施
核电厂电气调试准备与实施 发表时间：2018-02-28T15:21:02.017Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第27期作者：郑永刚郁越 [导读] 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组。中国核电工程有限公司田湾项目部江苏连云港 222042 摘要：核电厂对核安全有着特殊要求，所以在系统设备安装和调试时需满足一系列的管理程序要求。基于此，本文分析了核电厂电气安全隐患排查，对核电厂电气调试准备与实施进行了分析。 关键词：核电厂；电气；调试 1工程概况 某核电厂（2×600MW）一期工程位于S市西北区，距离市区20.0km，电厂装机容量为2×600MW超临界燃煤发电机组，循环供水采用开式循环供水系统，配套设置1个循环水泵房，规划建设4×600MW超临界燃煤发电机组配套工程。电厂循环泵房内共配置4台立式斜流泵装置。 2核电厂电气安全隐患排查 2.1作业环境 核电厂电气安全隐患作业环境排查需要从厂区环境、地面环境、生产区域采光、应急照明、物料码放、设备布局、库房、叉车、充电区、安全标识等方面进行，进而完成整个核电厂电气安全管理工作的开展。在实际作业环境安全隐患排查的过程中严格按照《安全标志及其使用导则》（GB2894-2008）、《电气安全管理规程》（机械工业部[86]机生字76号）等国家规范性标准对作业环境实施安全隐患排查。 2.2生产设备、设施 就核电厂电气安全生产设备、设施进行隐患排查，其隐患排查的总体内容包含生产设备、设施建设排查、信号和显示器排查、控制系统排查、紧急开关排查、意外启动预防排查、工作位置排查、工作照明排查、特殊要求排查等几个部分。在排查的过程中按照每一项内容的相关国家生产安全标准、设备使用维护标准对其进行基本排查。需要注意的是在对工作位置、照明、特殊要求三项内容进行排查时，需要根据每一项内容的具体操作内容和操作行为对其进行安全隐患排查。其中工作位置安全隐患排查包含位置要求、座位、操纵室、操作姿势几个方面；照明安全隐患排查包含照明亮度和照明插座使用；特殊要求排查主要包含防火与防爆、液压和气压、可动零部件、高速旋转与易飞出物、噪声和振动几个部分。 2.3用电安全 对核电厂电气用电安全隐患实施排查工作，其中包含电工自身安全、绝缘设备安全、值班流程安全和线路、箱柜、设备的安全隐患排查。针对电工自身应该定期对电工的四肢运动功能和身体健康进行检查，以排除安全隐患。针对绝缘设备的使用方面，应该加强对绝缘设备分配、使用年限、定期更换维护等方面的安全隐患排查，以保障设备的整体安全性。针对值班用电安全主要是针对值班变电室的变电安全、操作安全进行安全隐患排查，以保障值班人员的整体安全性。对线路、箱柜、设备安全隐患排查上主要采用的是分区域、分阶段性的立体设备安全隐患排除方法，进而从内而外的保障核电厂用电的安全性。 2.4危险化学品安全 对核电厂电气安全危险化学品隐患排查主要是从药品库房的位置、库房建筑结构、库房地面要求、库房监控系统、库房排风系统、库房液体流散系统等对其进行安全隐患排查工作。首先，针对库房位置需要按照危险化学物品仓库单独建立的方案实施安全隐患排查。此外，对于库房结构、库房地面要求方面需要从可燃性、铁栏高度、防雨、防雷、防静电、防潮等方面对其进行安全隐患的排查工作。在其监控系统安全隐患排查上需要从实时性和对危险物品检测覆盖率两方面进行排查。在其排风系统和防液体流散系统安全隐患排查的过程中侧重的是对化学物品仓库排风的完整性、液体流散的准确性等方面对其进行安全隐患排查，以保障整个危险化学品的安全性。 3核电厂电气调试技术 3.1发电机调试技术 核电厂发电机调试主要内容是对定子绕组绝缘以及直流电阻进行测量与调试。对于定子绕组绝缘电阻而言，需要在发电机出线套管、电流互感器装置安装结束且定子处于冷态以及吹干状态下进行测量工作。测量仪器为2500V兆欧表，共持续测量10.0min，分别对15.0sec、1.0min以及10.0min条件下的绝缘电阻值进行检测。正常情况下，要求的定子绕组吸收比应达到1.6以上，极化指数与出厂值比较因无明显差异，各相绝缘电阻不平衡系数应控制在2.0范围内。还需要特别注意的一点是：在发电机绝缘电阻测试结束后，应充分放电，以及时恢复发电机的安全运行。对于定子绕组直流电阻而言，需要在定子冷态条件下进行测量，对绕组温度进行检测记录。测量仪器为双臂电桥或变压器直流电阻测试仪。正常情况下，外部环境温度与定子绕组温度差值应严格控制在±3.0℃范围内。除此以外，各相直流电阻差异应低于最小值*2.0%，与出厂值相比差值同样应低于2.0%。 3.2变压器调试技术 核电厂变压器调试所涉及的主要内容包括两个方面，第一是针对绕组连同套管所对应直流电阻进行测量，第二是针对变压器所有分接头变压比进行检查。在测量直流电阻的过程中，需要于变压器各分接头上所有位置进行，以变压器直流电阻测量仪或双臂电桥为测量仪器，对绕组温度进行测量与记录。正常情况下，各项测定直流电阻参数相互差值应当低于平均值*2.0%的标准，变压器各分接线实测值相互差值应当低于平均值*1.0%的标准。在对分接头变压器进行检查的过程中，应当对变压比进行准确计算，测量仪器为全自动变压比测试仪或QJ35型变压比电桥。在检测前，必须确保被检测变压器出线端与外界无任何连接。工作人员首先应当确认电厂变压器的接线组别，对接线正确性、合理性进行检查，避免低压、高压绕组出现反接的问题。若采用QJ35型变压比电桥，还应提前对试验电源的火线、零线进行准确区分。经检测，分接头变压比实测值应当变压器制造厂商铭牌参数无明显差异，且与变压比变化规律基本一致。针对电厂电力系統中220.0kV以上电压等级电力变压器，在额定分接头位置下，变压比实测值允许误差应当严格控制在0.5%内。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.360docs.net/doc/f17647527.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
核电厂安全题库与答案
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
核电厂开关量仪表安装调试
核电厂开关量仪表安装调试 在核电厂中，核电厂重要的组成部分就是仪表和控制，仪表在控制系統中对安全运行和经济运行都起到了非常大的作用。在过往核电厂的安装和调试中都会针对问题或者发现储存一些值得借鉴的经验，进行总结归纳。文章从核电厂开关量的仪表安装的测量原理进行研究，同时结合实际和理论的对比，从而归纳总结出核电厂开关量仪表安装调试比较常见的注意问题，进而能够为刚开始使用的工作人员提供有价值的参考信息。 标签：核电厂；开关仪表；安装调试 前言 随着现在我国经济不断的向前发展，核电厂产生的能源与我们的生活密不可分，核电厂只有安全运行才能保障工作人员的生命和产出更优质的能源。核电厂中其最重要的核心就是仪表和控制，仪表能够直观地反映出控制系统的运行情况，核电厂在仪表安装和调试的过程中也会存在许多理论和实际有差别常见的问题，我们需要将这些问题进行总结，从而总结出这些问题出现的原因和解决措施。 1 核电厂开关仪表的测量原理 在核电厂开关仪表是自动系统中的控制元件，其是最简单、最方便、最经典的控制元件，开关类仪表从一开始就是最原始的应用元件，通常都是由机械能量转变为开关信号的，而机械能量的来源是由微动开关等部分机械弹簧和杠杆等机械构建产生的。例如：压力开关，当压力不断的上升的时候，不同的传感压力元件产生作用，致使这些膜片、活塞等传感压力元件产生变形，从而向上移动，而这时候杠杆机械弹簧结构就会将最上面的微动开关开启，从而使机械变形变成电信号进行输出。 核电厂开关仪表的测量原理常见的有以下几种：波纹管式压力开关、浮子液位开关、温度开关和膜片式压力开关等等。而这几种压力开关中温度开关与波纹管式压力开关有很大的相似之处，都是通过温包内填充气体，产生膨胀的现象，然后使波纹管动作引发开关能量的信号。本文主要从波纹管式压力开关、浮子液位开关进行重点介绍。 2 波纹管式压力开关 核电厂中波纹管压力开关是比较常见的，波纹管式压力的形成从内部结构分析来看，是因为压力的变化转变为波纹管机械变化，当机械杆传输这种压力的时候，就会触碰到微动开关，所以压力的开关信号由此产生。通常压力开关有两个标尺，都是在外部可以看到的标尺，其中一个在上部记为指示板，另一个在下部记为回差调节指示板，没有当前的指示温度板。但是需要注意的是上部设定指示板是显示当前的定值，有可能存在的指示误差是很多的，不要把此定值当做计量
核电厂水化学处理系统调试导则 征求意见稿编制说明
核电厂水化学处理系统调试导则 编制说明 （征求意见稿） 2012年4月8日
一.任务来源及计划要求； 1、任务来源。 本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。 由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。 2、计划要求。 根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下： 2011年11月30日，完成初稿； 2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明； 2012年5月30日，完成送审稿及编制说明； 2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。 二.编制过程 1、主要起草人及工作分工： 文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等； 邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作； 李新民，负责标准中离子除盐部分的编写； 刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写； 滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。 2、编制原则： 本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。 本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化
核电调试经验汇编
编者序 岭澳核电站一期工程调试与大亚湾同期相比取得了长足的进步，实现了调试准备、管理与调试自主化，积累了许多成功的经验。调试工作圆满地完成各系统设备试验，消除了设备隐患，确保了工程安全、质量和进度，同时在队伍建设、人才培养、风险分析与控制、技术创新上都取得了实质性的突破，为岭澳核电站一期工程调试工作的顺利进行和提前商业运行奠定了坚实的基础。然而在调试中，我们也曾遇到过一些挫折，在克服困难和解决许多技术难题的过程中，我们从中取得了不少宝贵的经验和教训。这些收获对广东核电乃至整个中国的核电界而言，无疑都是非常宝贵的财富。只要我们能深入地将其反馈到未来的项目调试和管理工作中去，就一定能少走许多弯路，进一步提高我们的工程“五大控制”水平。因此，我们认为有必要在已有的各类经验总结的基础上，重点围绕调试准备与策划、制度和队伍建设、调试管理、现场调试等方面展开更深层次的总结，并特别关注在岭澳一期调试管理中所存在的不足以及所采取措施，这是本书与其它经验总结类丛书最大的不同之处。 我们之所以将本书定名为“核电站调试经验汇编”，也旨在今后外出考察、培训和学习的基础上，以自己的知识和视角去总结其它电站调试的经验，进一步充实本书的内容，以不断提高我们的调试水平。本书内容较为详实，言简意赅，希望能对所有的读者有所助益。书中部分内容参考了广东核电的有关文献，但考虑到本书主要限于内部使用，因而并未注明出处，在此谨向所有相关作者深表谢意。 限于水平，书中难免有疏漏或错误之处，敬请指正。 编者 2004年10月于大亚湾
目录 调试准备工作的经验反馈 (1) 行政技术处调试期间经验反馈 (12) 调试期间的技术管理 (16) 调试移交信息系统经验反馈 (21) 调试接口管理 (22) 首次装料准备经验反馈 (27) 1号机组首次调试启动期间设备缺陷的消除与管理经验反馈 (38) 临界前试验经验反馈 (43) 首次临界到50％功率试验经验反馈 (48) 提升功率至100%试验经验反馈 (54) 2号机组主回路热态功能试验经验反馈 (58) 核回路冲洗及主回路开盖冷态功能试验经验反馈 (63) 冷态水压试验经验反馈 (67) 蒸发器排污系统调试经验反馈 (74) 化学和容积控制系统调试经验反馈 (78) 重要厂用水系统调试经验反馈 (88) 安全注入系统调试经验反馈 (94) 硼加热跟踪系统试验经验反馈 (102) 反应堆硼和水补给系统调试经验反馈 (104) 余热排出系统调试经验反馈 (107) 核岛系统继电器控制回路调试经验反馈 (111) 核辅助系统调试经验反馈 (117) 辅助给水系统调试经验反馈 (121) 设备冷却水系统调试经验反馈 (129) 燃料运输贮存系统调试经验反馈 (134) 反应堆换料腔和乏燃料水池的冷却和处理系统调试经验反馈 (137) 核岛冷冻水系统调试经验反馈 (144) 核岛通风系统调试经验反馈 (147) DVK/DVW/DWS/EBA系统调试经验反馈 (165) EVR/EVC/DVE/DVI/DVG调试经验反馈 (168)
核电厂运行期末考试答案
(1)一回路及核岛辅助系统 专设安全设施 厂房 (2)换料水箱 地坑 (3)多道屏障 纵深防御 (4)控制棒组件 可燃毒物组件 阻力塞组件 初级中子源棒组件 次级中子源棒组件 (5)蒸汽发生器 (6)Inconel-690 (7)2.8Mpa 10°C-180°C (8)磷酸盐处理法 全挥发处理 (9)6.5Mpa 99.75% 34% 1.影响堆芯反应性的因素有哪些？ 第一：燃料的燃耗和裂变产物的积累。包括裂变产物氙和钐引起的反应性变化 第二：堆芯温度的不断变化引起燃料温度的变化进而由于多普勒效应，核燃料的共振吸收峰展宽，核燃料对中子共振吸收增加，改变反应性；慢化剂密度的改变，单位体积内慢化剂核子密度改变，引起慢化剂慢化能力和吸收性能。中子截面改变，因为中子截面是温度的函数，降低了，可溶硼的溶解度改变引起反应性的变化。以上都会导致堆芯有效增值因素的变化，进而引起反应性的变化。是温度效应。 第三：化学毒物硼酸也会影响堆芯反应性。插入和拔出控制棒也会改变堆芯反应性。 2.简述主冷却剂放射性的来源。 ①水及其中杂质的活化 ②裂变产物的释放 ③腐蚀产物的活化 ④化学添加物的活化 3.举例说明核电厂选址考虑的因素有哪些。 （1）接近电力负荷中心 （2）有充足的冷却水源 （3）交通运输方便 （4）有良好的自然条件（如地形，地质，地震等） （5）减少废热废物排放对生物的影响和防止环境污染的可能性等 4.压水堆氚的来源。 （1)三元裂变（氚可有重核元素三元裂变产生） （2)中子反应 ①锂的中子反应T n Li ),(6 ②B 10的中子反应 (3)氘的活化 5.简述主管道发生破口事故时，安注系统的安注过程。 发生破口事故时，一回路压力缓慢下降，低压安注泵出口压力小于一回路压力时，作为高压安注的前置增压泵运行，一回路压力继续下降到小于蓄压箱注入压力时，蓄压箱内含硼水注
压水堆核电站工作原理简介
压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备，是产生核能的源泉。在压水反应堆中，能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中，核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间（10-14s）的极不稳定激化核阶段，然后开裂成两个主要碎片，同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素，如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质，它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说，目前已发现的裂变碎片有80多种，这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中，俘获1个中子会产生2～3个中子，只要其中有1个能碰上裂变核，并引起裂变就可以使裂变继续进行下去，称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损，根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系，质量的亏损相当于系统的能量变化，即ΔE＝Δmc2。对铀-235来说，每次裂变释放出的能量大约为200Mev（1兆电子伏=1.6×10-13焦耳）。这些能量除了极少数（约2％）随裂变产物泄露出反应堆外，其余（约98％）全部在燃料元件内转化成热能，由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂，用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆，由下至上流动，吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆，流进蒸汽发生器，通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水，使二回路水变成蒸汽，而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复，形成一个封闭的吸热和放热的循环过程，构成一个密闭的循环回路，称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量，从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功，将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中，从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水，大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器，在这里进行汽水分离，并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功，从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低
核电站调试启动过程中I0管理浅析 郭峰
核电站调试启动过程中I0管理浅析郭峰 发表时间：2017-12-12T09:41:22.847Z 来源：《电力设备》2017年第22期作者：郭峰张玉禄李明鑫 [导读] 摘要：在核电站建设过程中，I0工作在整个机组调试启动过程贯穿始终。 （辽宁红沿河核电有限公司辽宁大连 116319） 摘要：在核电站建设过程中，I0工作在整个机组调试启动过程贯穿始终。由于运行技术规范对于机组同一时间存在的I0数量以及其处理时间是有限制的，I0工作的安排以及处理存在窗口紧张、时间紧迫等多方面困难，因此I0工作的控制与管理是机组调试启动过程中的重点工作之一。本文将对如何在机组调试启动过程中做好I0控制的优化与管理进行探讨。 关键词：核电站；IO工作；启动；管理 1.概述 核电机组首炉核燃料的装载，意味着由无核到有核的过渡，也是机组状态的重要转变时刻，从此营运单位开始全面承担核安全责任。机组的调试启动是对系统功能、设备性能全面验证的过程，既是对设备本体制造质量的不断验证，也是对安装质量的检验，期间会暴露出大量的设备及系统缺陷。核电设备的整体健康程度与核电机组的整体安全状态紧密相关，设备的不可用不仅会影响调试试验等主线工作的进度，同时也会影响机组状态的安全。 1.1 I0工作定义 通常，核电机组共设有六种运行模式，所有与各个运行模式相关的安全要求不一致的情况（要求的安全功能的不可用，或超出正常运行限值）均被称为“事件”。通常也简称“不可用”，或机组产生“I0”。“I0工作”属于机组重要缺陷，随着第一组核燃料组件由核燃料厂房进入反应堆厂房，机组状态对于设备健康程度的要求发生了质的转变，系统及设备的运行状态必须严格遵守《运行技术规范》。 1.2 I0工作分类 上述这些事件，根据其涉及的安全功能重要程度，划分为两组，第一组事件（I01）与第二组事件（I02）。第一组事件涉及的范围包括超出运行中应遵守的与核安全相关的重要设计与假设以及反应堆停堆保护与专设安全系统的不可用。该组事件的发生将导致三道安全屏障损坏的风险增加及可能导致超出设计限值的放射性后果。第二组事件属于该设备不可用将直接影响对异常情况的监控、诊断及处理，实际上不属于第一组的所有事件，均可归为第二组事件。 另一方面，根据工作内容来源的不同，可以划分为计划类与随机类事件。随机事件从定义上说是偶发的，事先不可预见，主要指调试试验过程中发现的设备缺陷，或者随机产生的其它设备缺陷，设备缺陷本身已导致相关的安全功能不可用或者处理该缺陷需隔离安全功能相关的设备。计划事件，从定义上说是确定的，工作人员知道这些事件发生的频率，因为它们是预先确定的。例如，在执行安全相关的系统和设备定期试验监督要求、维修大纲（预防性维修部分）、启动物理试验监督要求，或者运行执行例行操作所产生的事件。 2.机组调试启动过程中I0的总体控制与要求 从运行技术规范要求角度来看，不允许人为地产生第一组I0事件，如有特定试验需求，需向国家核安全局申请通告，通告批准后方可执行。对于预防性维修，只有运行技术规范中以“限制条件”形式规定的事件才是允许的，而且并需严格遵守“限制条件”的使用条件，同时整个维修过程所用的时间不能超出运行技术规范所规定的时间。与第一组事件不同，在运行技术规范得到遵守的条件下，允许人为地产生第二组I0类事件。 机组同一时间累积存在的第一组事件与第二组事件数量也将决定或者影响机组状态的走向。运行技术规范规定，对于第一组事件，一般给定开始后撤时间或修复时间，若在规定的后撤时间内无法消除有关事件，则机组应后撤至相对应的安全状态。与此相关的事件一般只规定了设备的修复时间或者应采取的缓解措施。必须在规定的期限内进行修复。若不可能修复，应尽早（但不得超过给定的期限）采取有效的缓解措施或手段，确保机组恢复到相应的安全状态。各种模式下机组后撤原则主要包括两方面内容：机组何时开始后撤与后撤至何种模式。 在机组调试启动或者其它任何阶段，都应尽力避免安全功能不可用导致机组状态后撤的事件发生，相关事件的发生不仅影响调试进度以及生产经济效益，更重要的是给机组带来核安全风险。因此在机组调试启动阶段，I0工作总体的要求是专业人员24小时响应，及时发现并消除故障。考虑到机组可能会随机产生相关事件，I0工作数量控制的总体原则为“1+3”，同一时间，第一事件数量≤1，第二组事件数量≤3。其目的就是避免因引入过多I0事件，违反运行技术规范，导致机组安全降级以及机组后撤的风险与概率增大。 3.I0工作安排优先级 影响机组重要设备可用性缺陷类I0工作需第一时间安排处理。在机组调试启动过程中经常会遇到各种重大设备故障问题，相关问题如不能在规定时间内及时完成处理，则可能面临机组状态后撤的局面，因此若相关重大设备出现故障，主线工作立即暂停，马上由运行当班值通知专业负责人进行工作包准备等工作，开展处理工作。 主线工作或者主线相关I0工作优先安排，主要体现在以下几个方面： （1）在机组启动过程中，部分主线工作本身即为I01或者I02工作，此时所有其他I0工作必须为主线工作让路； （2）机组现存的I0若直接制约主线工作开展，必须通知专业工作人员及时处理，确保在下一主线工作开展前完成I0工作清理； （3）若机组目前无I0制约主线工作开展，则停止其它可能制约主线工作I0工作安排； （4）直接制约DHP/RHP签字I0的工作，专业人员需及时处理； （5）机组状态转换前后由非I0工作变为I0工作，专业需在签字前完成处理。 4.调试启动期间关于I0工作管理总结 随着机组装料，运行技术规范开始适用于机组，递交到计划人员平台的工作票安排要严格遵守技术规范的条款要求，杜绝因计划安排不当造成违反技术规范的情况发生。为提高I0工作处理的整体效率，应从整个工作过程着手考虑，环环相扣，单个环节出问题，肯定会影响整体工作进度。现将调试启动期间I0工作管理中的一些注意事项及良好实践总结如下： （1）管理层应加强对工作层宣贯I0工作的重要性，提高工作人员对于I0工作响应的速度以及处理力度，确保I0工作开展的连续性； （2）各专业协调、计划工程师应密切跟踪I0工作包所处状态，若工作包有问题及时需与运行人员沟通并进行修改，同时隔离办也应该及时通知专业出票信息，只有做到双向沟通，才能确保工作信息的有效、及时、准确传递；