CAP1000与CPR1000机组一回路压力控制分析

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我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异

我国主要核反应堆压力容器介绍及结构差异摘要：自改革开放以来，我国核电事业蓬勃发展，在迈入新世纪的十余年里，我国建设了大量的核电站，目前在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，本文在对压水堆反应堆压力容器进行介绍基础上，对比了不同堆型的反应堆压力容器的结构差异，为后续反应堆压力容器的制造积累了经验。

关键词：核电，反应堆压力容器，华龙一号1、概述随着人类社会的科技进步与发展，人类对能源的需求日益增大。

在人类使用的诸多能源中，电能作为能效利用率高，使用方便的二次能源，得到了广泛的应用。

目前，能够转化为电能的主要一次能源包括：煤炭，石油天然气、水力以及核能；此外，风能、太阳能、潮汐能和地热能等新能源也在逐渐的开发应用之中。

受到现阶段科技水平，制造成本以及地域资源等因素的限制和影响，新能源的应用还有很长的路需要走；而煤炭、石油天然气作为非可再生能源，随着人类的开发应用，会逐渐枯竭；水力能源又极大的受限于地域，发展空间有限。

而核能，作为一种清洁能源，相对于其它能源有十分明显的优势，目前我国已经探明的铀和钍的含量，可持续使用至少1000年，随着核聚变技术的逐步发展与成熟，核能将变为一种取之不尽，用之不竭的可再生能源，成为在未来照亮人类发展之路的普罗米修斯之火。

自上世纪80年代起，我国开始大力发展核电事业，经过30多年的持续发展，我国的核电事业已经由引进消化西方的核电技术转变为研发具有自主知识产权的核电技术。

目前，我国在役和在建的核电站主要为二代半和三代压水堆核电技术，具体堆型包括：CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号。

此外对于第四代核电技术，如快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和超临界水冷堆等的多种新型堆型，其相应的试验堆也都在开发和试制。

在新时代，我国的核电事业正向着百花齐放的总体布局飞速发展。

本文对压水堆的反应堆压力容器进行介绍，并通过对比CPR1000、CAP1000、CAP1400和华龙一号四种核反应堆压力容器结构差异，为后续三代、四代核反应堆压力容器的制造积累经验。

CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索

CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案探索CPR1000核电机组是中国自主研发的第三代核电技术，其汽轮机是关键设备之一。

在低功率平台核电机组中，汽轮机的高中压缸冷却方案显得尤为重要。

本文将针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行探索，并提出一些可能的优化方案。

我们需要了解高中压缸冷却的重要性。

汽轮机的高中压缸承受着高温高压蒸汽的冲击，如果冷却不到位，很容易出现过热、热应力过大等问题，从而影响汽轮机的安全运行。

设计一个有效的高中压缸冷却方案对于保障汽轮机的安全和稳定运行至关重要。

在CPR1000核电机组的低功率平台中，高中压缸冷却方案需要考虑以下几个方面：冷却介质的选择、冷却系统的设计、冷却效果的评估和性能优化等。

关于冷却介质的选择，通常在汽轮机中常见的冷却介质有水、空气等。

而对于高中压缸来说，通常采用的是水冷却，因为水冷却具有散热效果好、冷却速度快等优点。

水冷却也存在着一定的风险，比如水冷却系统本身需要消耗一定的能源，还可能会导致汽轮机系统内部的腐蚀和冷却介质泄露等问题。

在选择冷却介质的时候，需要兼顾其散热效果和安全性。

在冷却系统的设计方面，需要考虑冷却介质的输送、流动和冷却效果的均匀性等。

合理的冷却系统设计可以有效地提高冷却效果，保证高中压缸的安全运行。

冷却系统的设计也需要考虑到汽轮机运行中的变化情况，比如负荷变化、环境温度变化等因素，以确保冷却系统在各种工况下都能够正常工作。

冷却效果的评估是一个关键的环节。

一般来说，可以通过各种实验和仿真手段来评估冷却效果，比如温度分布、应力分布等参数。

通过对冷却效果的评估，可以及时发现潜在的问题，并进行相应的调整和优化。

针对CPR1000核电机组低功率平台汽轮机高中压缸冷却方案进行性能优化也是非常重要的。

性能优化可以采用各种手段，比如改进冷却系统的结构、优化冷却介质的使用方式、提高冷却系统的运行效率等。

通过性能优化，可以有效地提高汽轮机的整体性能，延长其使用寿命，保障核电站的安全和稳定运行。

AP1000与CPR1000核电站系统中稳压器设备对比分析

AP1000与CPR1000核电站系统中稳压器设备对比分析孙楠楠
【期刊名称】《东方电气评论》
【年(卷),期】2018(032)003
【摘要】本文简要介绍了稳压器设备在核电站系统中的功能,对三代核电AP1000及二代改进型CPR1000核电站系统中稳压器设备的结构、材质及技术参数分别进行研究,对两种堆型的稳压器设备的关键制造工艺进行了详细的对比分析.通过比较,得出三代核电AP1000稳压器在核电安全稳定运行方面具有更多优势.
【总页数】4页(P78-81)
【作者】孙楠楠
【作者单位】东方电气股份有限公司, 成都610036
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.采购质量监造信息系统在AP1000核电站设备监理中的应用 [J], 董泽忠
2.CPR1000与AP1000反应堆功率控制系统控制策略对比分析 [J], 张瑜;陈杰;陈冬雷;雷晴
3.Wi-Fi无线电话系统在AP1000核电站中的应用 [J], 刘兆利
4.CPR1000/EPR/AP1000蒸汽发生器液位控制系统对比分析 [J], 苟晓龙;张宏亮;张龙强;李公杰;董孝胜
5.AP1000与CPR1000堆外核测系统对比分析 [J], 徐世豪;谢维波;徐海燕;彭浩;吴志强
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CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析

Science &Technology Vision科技视界核电厂的安全注入系统在发生LOCA 及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却,带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。

美国西屋公司设计的第三代压水堆型AP1000中,其非能动堆芯冷却系统主要由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成,在脱离了泵、风机等高安全级别的能动安全设备以及冗余的安全交流电源和通风、空调等能动支持系统的设计后,仅利用非能动系统部件的自然规律等实现安全功能。

在设计基准事故下,在事故后72小时内不需要操作员干预或无交流电源的情况下,非能动系统能保证堆芯冷却并维持安全壳的完整性,安全性能大幅提高。

而CPR1000机组的安全注入系统中的高压安注、低压安注分系统都设置了独立系列,由两列交流应急配电系统供电。

中压安注系统则由三个独立系列组成。

CPR1000堆型充分吸收了法国和德国多年核电设计建造和运行经验,有着丰富的运行经验,通过渐进式地模式改进安全设计,提高安全性和可靠性。

1CPR1000安全注入系统概述1.1系统组成RIS 主要由高压安注子系统(HHSI )、低压安注子系统(LHSI )、中压安注子系统(安注箱注入子系统)、4%硼酸溶液再循环回路、水压试验子系统组成。

高压安注子系统包括三台高压安注泵、一个换料水贮存箱(PTR001BA )、一个硼水注入罐、一个硼水注入缓冲罐、二台硼水注入罐再循环泵、相应管道、阀门和仪表组成。

低压安注子系统由两台低压安注泵;一个换料水贮存箱(PTR001BA );二个安全壳地坑;相应的管道、阀门和仪表组成。

再循环工况下,使用H4规程时,可利用EAS 系统的冷却器作为低压安注子系统的组成部分。

中压安注子系统由三个容积为47.7m3的安注罐(RIS001/002/003BA )和其相应的管道、阀门和仪表组成。

图1高压和低压安注子系统高压和低压安注子系统为能动安注子系统,具有足够的设备和流道冗余度,并且配有相互独立的应急电源,即使长期运行期间出现单一能动或非能动故障,仍能确保系统运行的可靠性和堆芯的持续冷却,如图1所示。

一回路排气法在CPR1000机组的优化实践

《一回路排气法在CPR1000机组的优化实践》摘要：针对CPR1000机组与M310机组因一回路压力容器液位RCP090MN的不同，导致M310机组优化排气法无法完全移植到CPR1000机组问题，论文中提出了解决的对策，使得CPR1000机组的一回路静动排气时间得到了大幅缩短，笔者经过分析和研究，解决了CPR1000机组与M310机组因一回路压力容器液位RCP090MN的不同，导致M310优化排气法无法完全移植到CPR1000机组上的问题，使得CPR1000机组的一回路静动排气时间得到了大幅缩短，根据验证的结果，确认CPR1000机组可以通过RCP090MN传递的液位信号及压差信号结合的方式，实现和M310机组相同的排气效果，从而将M310机组上优化后一回路静动排气方法完全移植到CPR1000机组，实现CPR1000机组一回路静动排气工期优化4H以上刘玉铎【摘要】针对CPR1000机组与M310机组因一回路压力容器液位RCP090MN的不同，导致M310机组优化排气法无法完全移植到CPR1000机组问题，论文中提出了解决的对策，使得CPR1000机组的一回路静动排气时间得到了大幅缩短。

【关键词】CPR1000机组;一回路排气【Abstract】The exhaust method for the reactor primary loop which used in M310 unit cannot be completely copied to CPR1000 nuclear power plant due to the difference of the reactor pressure vessel level RCP090MN. This paper puts forwardthe countermeasures， which can effectively shorten the static and dynamic exhaust time of the primary circuit of CPR1000 unit.【Keywords】CPR1000 unit; primary exhaust1 引言核电厂机组大修期间会将一回路进行排空以进行设备检修，检修结束后在进行充水时，由于设备管道布置的原因，会有部分设备中存在空气，如果存在空气量超过允许标准，会导致主泵启动一回路压力过度降低，影响主泵安全运行，需要在一回路充水过程中将该部分空气排出。

浅析CPR1000核电项目的质量控制

ｐｒｏｊｅｃｔｓ．Ｔｈｅｎｔｈｅｒｅａｓｏｎｓｗｈｉｃｈａｆｆｅｃｔｓｔｈｅｐｒｏｄｕｃｔｑｕａｌｉｔｙｈａｖｅｂｅｅｎｆｏｕｎｄ，ｗｈｉｃｈｉｓｕｓｅｄｔｏｉｍｐｒｏｖｅｔｈｅｑｕａｌｉｔ００核电项目的质量控制
通过近年来对核电设备制造及质量控制方面的
经验总结，企业的质量管理水平有了长足的进步，但
不容忽视的是，企业在质量管理上与国外先进企业相比，还存在较大的差距，有些方面仍存在相当多的
浅析ＣＰＲＩＯ００核电项目的质量控制
王
摘
俊
张文博。
（１．上海交通大学，上海２００２４０；２．上海电气电站设备有限公司上海电站辅机厂，上海２０００９０）要：为了提升核电产品的质量管理水平，对ＣＰＲ１０００核电产品制造过程发生的质量问题进行了回顾和总结。
关键词：ＣＰＲＩＯ００；核电；产品；质量控制；不符合项；管理；水平
中图分类号：ＴＬ３６４．１文献标识码：Ａ
ＡｎａｌｙｓｉｓｏｎｔｈｅＱｕａｌｉｔｙＣｏｎｔｒｏｌｏｆＣＰＲ１０００ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｒｏｊｅｃｔｓ

CPR1000核电机组一回路水压试验超压保护方案优化研究

CPR1000核电机组一回路水压试验超压保护方案优化研究发表时间：2018-08-07T09:45:34.510Z 来源：《电力设备》2018年第12期作者：陆自立刘伯欢程钢言许粱王国栋[导读] 摘要：本文介绍了中国改进型三环路压水堆机组（CPR1000）机组一回路水压试验的超压保护方案及其改进方案设计内容。

（中广核核电运营有限公司）摘要：本文介绍了中国改进型三环路压水堆机组（CPR1000）机组一回路水压试验的超压保护方案及其改进方案设计内容。

超压保护是一回路水压试验的重要环节，用于防止一回路系统设备受到超压或失压损伤，通过研究历史大修一回路水压试验超压保护的设计方案和实施情况，针对普遍存在的静载压力计RCP017LP漏油故障，提出超压保护取消RCP017LP和RCP016MP （一回路系统压力与RCP017LP 压力值的压差计）而全部采用定值触发保护逻辑的改进方案。

该方案可有效避免RCP017LP的设备漏油故障和人因操作失误，提高超压保护防失压功能水平关键词：中国改进型三环路压水堆（CPR1000）；一回路水压试验；超压保护；方案优化 2015年1月16日，红沿河核电厂2号机组非常规大修（H299）一回路水压试验期间，因静载压力计RCP017LP漏油未及时干预使RCP016MP （一回路系统压力与RCP017LP压力值的压差计）数值超过保护值而触发一回路水压试验泵RIS011PO信号跳闸，致使压降达15 bar（1bar=105Pa，表压，下同）。

后续宁德核电厂3、4号机组第1次换料大修/红沿河核电厂3号机组第1次换料大修（N301/N401/H301）中，一回路水压试验时静载压力计RCP017LP发生不同程度的漏油情况并在线处理操作，其中H301大修的RCP017LP漏油故障决策和处理时间达2 h，影响了大修关键路径工作。

针对相关漏油故障或误操作可能带来的停泵致设备损坏或消耗瞬态风险，通过分析现有超压保护方案内容和外部电厂相关改进情况，对中广核集团的中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组一回路水压试验超压保护方案进行优化和改进。

CPR1000机组加热器控制线缆感应电问题分析及处理

收稿日期:2020-03-22作者简介:高瞻(1988 ),男,河北人,工程师,工学学士,现主要从事核电厂流体力学及电仪控制原理分析方面研究第41卷第2期核科学与工程V o l .41 N o .22021年4月N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n gA pr .2021C P R 1000机组加热器控制线缆感应电问题分析及处理高瞻,段琰璞(国核示范电站有限责任公司,山东威海264200)摘要:国内某C P R 1000核电机组在调试过程中发现清污机加热器控制线缆在断电情况下存在电压,威胁人员和设备安全㊂试验人员通过试验确认电压为附近带电线缆所产生的感应电,通过增加中间继电器㊁改用直流控制的措施进行了改造,降低了感应电,在实现设备正常功能的同时保证了人员和设备安全㊂本研究系统地梳理了影响感应电的因素及解决感应电的方法,可应用于同类问题的解决㊂关键词:清污机;加热器;控制电缆;感应电压;中间继电器中图分类号:TM 58文章标志码:A文章编号:0258-0918(2021)02-0348-04C a u s e A n a l y s i s a n d S o l v i n g of t h e H e a t e r s C o n t r o l C a b l e I n d u c e d V o l t a ge of C P R 1000N u c l e a r P o w e r P l a n t G A O Z h a n ,D U A N Y a n pu (S t a t e N u c l e a r P o w e r D e m o n s t r a t i o n P l a n t C o .L t d .,W e i h a i o f S h a n d o n g Pr o v ,264200,C h i n a )A b s t r a c t :I n t h e p r o c e s s o f c o mm i s s i o n i n g of a C P R 1000n u c l e a r p o w e r p l a n t i n C h i n a ,i t w a s f o u n d t h a t t h e c o n t r o l c a b l e o f t h e t r a s h -c l e a n i ng m a chi n e h e a t e r h a d v o l t a ge i n t h e c a s e of p o w e r s h u t o f f ,w h i c h t h r e a t e n e d p e o p l e a n d e q u i p m e n t .T h r o u gh t h e t e s t ,t h e t e s t e r c o n f i r m e d t h a t t h e v o l t a g e i s i n d u c e d b y t h e n e a r b y li v e w i r e .A n d t h e n t h e t e s t e r m o d i f i e d i t b y a d d i n g a n i n t e r m e d i a t e r e l a y a n d s w i t c h i n g to D C c o n t r o l ,w h i c h r e d u c e d t h e i n d u c e d v o l t a g e a n d r e a l i z e d t h e n o r m a l f u n c t i o n o f e q u i p m e n t w h i l e e n s u -r i n g t h e s a f e t y o f p e r s o n n e l a n d e q u i p m e n t .T h i s r e s e a r c h s y s t e m a t i c a l l y so r t s o u t t h e f a c t o r s t h a t a f f e c t i n d u c e d v o l t a g e a n d t h e m e t h o d s t o s o l v e i t ,w h i c h c a n b e a p pl i e d t o s o l v e s i m i l a r p r o b l e m s .K e y w o r d s :T r a s h -c l e a n i n g m a c h i n e ;H e a t e r ;C o n t r o l c a b l e ;I n d u c e d v o l t a g e ;I n t e r -m e d i a t e r e l a y843国内某C P R 1000核电机组在清污机加热器断电时,发现控制线缆带电,超过了‘特低电压(E L V )限值“[1]规定的安全电压限值㊂试验人员通过试验确定其为感应电,通过理论分析明确了影响感应电的因素,有针对性地梳理了解决控制线缆感应电问题的方法㊂同时,针对核电工程建设进度的实际情况,制定并实施了改造方案㊂通过增加中间继电器及将控制电由交流改为直流的方法,降低了感应电的影响,既实现了设备正常的功能又保证了人员和设备的安全㊂本文为典型的核电机组控制回路感应电问题分析与解决事例,所梳理方法可为解决同类型感应电问题提供参考㊂1 分析1.1 设备简述C P R 1000核电机组循环水过滤系统每列设置2台清污机,共4台加热器,由1个控制箱供电㊂图1为原设备布置简图,P L C -001A R 内包括计时器㊁逻辑运算器㊁启停继电器(U J 1/U J 2/U J 3/U J 4)等,为加热器的启停提供控制㊂动力电控制箱001C R 接收到P L C 传输的启停信号后,通过接触器(U J 11/U J 22/U J 33/U J 44)的动作将电能送往不同位置的4台加热器㊂P L C -001A R 至001C R 的12芯线缆包含在同一根电缆内,进行敷设;而001C R 至4台加热器的电缆由4根电缆敷设至不同位置㊂图1 原设备布置简图F i g .1 P r i m a r y e q u i p m e n t l a yo u t 1.2 问题描述以001R S 回路为例,试验期间发现,当空开001J A 断开时,空开下方线缆仍存在超过安全限值的电压[1],威胁人员安全㊂同时,根据参考文献[2]可知,感应电压也有导致设备误动作的事例发生㊂随即展开检查,排出上下游线缆端接错误及线缆间漏电的可能后,针对002\003\004J A 不同合闸情况进行电压测量,得到数据如表1所示㊂用同样方法分别针对002\003\004J A 分闸,另外3个空开合闸情况进行试验,得到几乎相同的结果㊂可见,002\003\004J A 所对应线缆通电情况对001J A 下游线缆产生了影响,导致其带电㊂表1 不同情况下的电压值T a b l e 1 V o l t a ge v a l u e s i n d if f e r e n t s i t u a t i o n s 空开合闸情况002\3\4J A 合闸003\4J A 合闸004J A 合闸002\3\4J A 分闸001J A下游电压/V42.651.317.00.21.3 理论分析由参考文献[3]可知,奥斯特实验表明通电导线周围存在磁场,会对周围导体产生电磁感应㊂而法拉第也证明了磁能产生电㊂由参考文献[4]可知,感应电的来源有电磁感应和静电感应两种㊂其中,静电感应源于带电导体与被感应对地绝缘导体间的电容耦合效应㊂假设带电线缆与被感应线缆间分布电容为C ,则C 计算式如下㊂C =2πε0l n d 2-r 21-r 222r 1r 2+d 2-r 21-r 222r 1r 2-1(1)式中:ε0为空气介电常数;d 为两线路间距离;r 1㊁r 2分别为带电线缆和被感应线缆的半径㊂假设带电线缆与被感应线缆间的电容为C 1被感应线缆的对地电容为C 2,带电线缆电压为U 1,感应电压为U 2㊂则静电感应的U 2计算如下:U 2=C 1C 1+C 2U 1(2)可见,感应电压的大小与带电导体的电压943等级㊁两导体间的距离有关㊂带电体电压越高,距离越近,感应电压越大㊂另外,电磁感应源于交变电流在周围产生交变磁场对被感应体的影响㊂电磁感应产生的感应电压U 3计算如下:U 3=ωλM I L (3)式中:ω 带电线路的角频率;λ屏蔽系数;M两线路间的互感系数;I带电线缆电流;L两线路间平行感应长度㊂可见,感应电压大小与带电线缆电压等级㊁电流大小,屏蔽效果,两导体间距离及二者平行感应长度有关㊂带电体电压越高,屏蔽效果越差,距离越近,平行感应长度越长,则感应电压越大㊂就该核电项目来说,图2为加热器原控制回路,220V 交流电经接触器后作为加热器的动力电源,同时又作为控制电源引至P L C ,经过启停继电器触点,对接触器进行通断控制,实现加热器的启停控制㊂这一方案不可避免地导致由P L C 至控制箱间的线缆承载的是220V 交流电㊂加热器控制线缆型号为190010S C U F ,为19芯控制线缆,无内屏蔽,长度约为100m ,初始设计由220V A C 电控制,这样的同根电缆内线芯间出现感应电问题是不可避免的㊂而001C R 至4台加热器的电缆由4根电缆敷设至不同位置,相互间的感应较弱㊂因此可以确认,加热器控制电缆内芯线间的交流感应电是问题的根源㊂图2 001R S 原控制回路F i g .2 P r i m a r y c o n t r o l l o o p of 001R S 2 方案梳理经如上理论分析可知,为避免或降低线缆间感应电问题,可从如下方面入手:(1)增加中间继电器,将控制回路与动力回路隔离,降低控制回路线缆电压等级,从而降低感应电压;(2)杜绝采用交流电控制,改用直流电控制;(3)缩短用电设备与控制箱㊁供电箱间距离,降低两导体间平行感应长度,降低感应电压;(4)选用带屏蔽的线缆,并将屏蔽线接地,减弱线缆间的感应电压;(5)采用单根电缆控制单个设备,将控制电缆分开敷设,减弱电缆间的互感电压㊂分析可知,如上处理措施均需从设计层面对设备㊁线缆的选型和布置进行改造,将会导致对核电建设的进度和成本产生不同程度的影响㊂3 实施考虑到该核电机组线缆已敷设完成,重新更换清污机加热器控制线缆,从而降低感应电的方案工作量大且不易实现㊂故采取增加中间继电器,同时将控制电压由220V 交流修改为24V 直流的方案来降低线缆中的感应电压㊂以加热器001R S 及其控制回路为例,为控制回路增加一对中间继电器 1U M /2U M ,将原控制回路电压由220V A C 降为24V D C ,具体方案见图3㊂图3 001R S 改造后控制回路F i g .3 M o d i f i e d c o n t r o l l o o p of 001R S 053改造后,加热器动力电源回路由接触器U J 11及新增继电器1UM ㊁2UM 一次侧进行控制,承受220V A C 电压;控制回路由新增继电器1UM ㊁2UM 二次侧及P L C 内启停继电器进行控制,承受24V D C 电压(见图4)㊂P L C 内启停继电器发出加热器启停指令,控制1UM ㊁2UM 通断,进而将指令传至动力回路,通过接触器U J 11的通断实现了加热器001R S 的启停㊂图4 001R S 改造后设备布置简图F i g .4 M o d i f i e d e q u i p m e n t s l a y o u t d i a gr a m o f 001R S 4 效果改造后经验证,加热器001/2/3/4R S 启停控制均正常触发㊂以001R S 为例,采用1.2中同样方法,测量001J A 断电情况下的电压值,测得数据如表2所示㊂可见通过此方案的实施降低了线缆感应电的影响,低于了安全电压的限值㊂表2 不同情况下的电压值T a b l e 2 V o l t a ge v a l u e s i n d if f e r e n t s i t u a t i o n s 空开合闸情况002\3\4J A 合闸003\4J A 合闸004J A 合闸002\3\4J A 分闸001J A下游电压/V0.10.10.10.15 结论本研究从理论上对感应电的产生进行了分析,明确了影响感应电大小的因素,梳理了解决控制线缆感应电问题的方法㊂结合核电工程实际情况,制定并实施了改造方案,通过增加中间继电器及将控制电由交流改为直流的方法,降低了感应电,既实现了设备正常的功能又保证了人员和设备的安全㊂本研究对电力行业解决线缆间感应电问题有很好的借鉴作用㊂参考文献[1] 电气安全标准化技术委员会.特低电压(E L V )限值:G B /T 3805 2008[S ].中国标准出版社,2008:2.[2] 陈刚.二次回路感应电压引起开关误动的分析及解决方法[J ].科技创新与应用.2016(5):1.[3] 黄晓标,熊小兰.电生磁㊁磁生电演示仪[J ].物理教师.2018(1):1.[4] 许加凯,赵斌财,张晓,等.变电站感应电影响与防护探讨[J ].山东电力技术.2017(6):1-2.153。

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在ＣＰＲ１０００机组中，运行主泵的１号轴封装置的压差必须大于１．４通过对ＣＡＰ１００Ｏ和ＣＰＲｌｏ００机组的一回路压力控制的对比分析可ＭＰａ，对应的一回路压力必须维持在２．４ＭＰａ以上，否则主泵１号轴封的以看出在一回路水实体工况，ｃｖｍｏｏｏ机组主泵运行对一回路最小压动静环的水膜无法建立，可能导致主泵轴封磨损。同时，由于主泵无法力有严格的要求，一回路水实体压力控制区间较小。在稳压器双相运行调频，主泵的汽蚀余量要求较高，因此，在水实体工况，对一回路压力控工况，ＣＡＰ１０００与ＣＰＲ１０００机组一回路压力控制方式基本相同。在事故制要求更高。工况，ＣＡＰ１０００机组采用非能动安全系统，通过自动卸压系统，降低一在ｃＡＰ１０００机组中，主泵轴封的动静环的水膜建立通过控制主泵回路压力；ＣＰＲ１０００机组采用能动安全系统，通过控制高压安注泵的运
发下泄压力高／低报警，当压力低于１．８６ＭＰａ时，发出停反应堆冷却剂泵ＣＡＰ１０００机组采用非能动安全系统，在事故工况下，主要依靠重的信号。力、压差等作为驱动压头，保证对堆芯反应性控制和堆芯热量的导出，在ｃＰＲｌ００Ｏ机组中，通过化学容积控制系统（ＲＣＶ）下泄流量调节对厂外电源和应急柴油机的可靠性要求较低。ｃＰＲｌ０００机组采用能动阀来控制一回路的压力，控制信号来Ｉ￣ＲＣＰ０３７ＭＰ测出的压力信号，压安全系统，在事故工况下，只有中压安注箱可以依靠压差作为驱动压力整定值由操纵员手动设定，通常维持在２．４ＭＰａ至２．８ＭＰａ。在主泵运头，对于高压安注和低压安注则需要厂内外电源的支持，对厂外电源和行时，当一回路压力下降到２．３ＭＰａ，主控会触发 “ 主泵运行且一回路压应急柴油机可靠性要求较高。力低低报警” ，需要操纵员手动停运主泵。５．结论
１．引言ＣＡＰ１０００和ＣＰＲ１０００机组作为１０ｏ０Ｍｗ级压水堆代表堆型，在一回路压力控制方面有很多相似之处。本文将分别从一回路水实体工况、回路双相运行工况和事故工况三个方面对ＣＡＰ１０００和ＣＰＲ１０００机组的一回路压力控制进行对比分析。
一
应堆紧急停堆，安全驱动信号启动堆芯补水箱（ＣＭＴ）ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ高压注射，随着ＣＭＴ液位降低，自动泄压系统（ＡＤＳ）启动，进行一回路卸压。当ＲＣＳ
完全卸压，安全壳内换料水箱和安全壳再循环地坑提供低压注射，排出堆芯产生的热量，保持堆芯被淹没。对于ＣＰＲ１０００机组， —旦发生小破口事故，通过高压安注泵将浓硼水注入堆芯，保证堆芯的持续冷却。当高压安注的补水流量与一回路破
２．一回路水实体工况
在机组启动初期和停运后期的一回路水实体工况，主要通过控制
Ｉ：１损失流量平衡时，一回路压力稳定。随着一回路的冷却剂温度下降，
一
回路冷却剂的饱和裕度余量满足要求时，允许停运一台高压安注泵，流出一回路的冷却剂的流量控制一回路压力。ＣＡＰ１０００机组通过化学与容积控制系统（ＣＶＳ）的下泄流量控制并将另一台高压安注泵由安注模式转为上充模式，通过调节上充流量阀控制一回路的压力。在一回路水实体工况，控制信号来自下泄管线测控制一回路压力。在一回路压力下降到余热导出系统（ＲＲＡ）允许投入量的压力信号，通常维持在２．１５ＭＰａ・在下泄控制出现异常时，主控触压力后，将余热导出系统投入运行，维持堆芯的持续冷却。
２６４３１２４．事故工况的一回路压力控制
在事故工况下，通过对一回路的压力进行控制，维持一回路冷却剂保证堆芯持续冷却。由于针对不同的事故工况，一回路制方式和手段的对比分析，能够更加全面了解ＣＡＰ１０００和ＣＰＥ１０００机组的设在欠饱和状态，计特点，对ＣＡＰ１０００机组作为第三代压水堆的安全性和先进性有更深入的的压力控制的策略和手段不同，在本文中，以冷却剂丧失事故（ＬＯｃＡ）理解。小破口为例，对ｃＡＰ１ＯＯＯ机组和ｃＰＲ１００Ｏ机组的一回路压力控制进行分析。【关键词ｌ压力控制；水实体；稳压器双相；事故－ｒ；）Ｌ在ＣＡＰ１０００机组中，一旦发生小破口事故，稳压器压力下降，反
ＣＡＰ１０００与ＣＰＲ１０００机组一回路压力控制分析
吴爱民李志军国核示范电站有限责任公司山东荣成
【摘要ｌ在电站正常运行和事故工况，一回路压力控制是机组控制的
核心内容之・。通过对ＣＡＰ１０００和ＧＰＦ＝ｌ０００机组在各种工况下一回路压力控