核级应急柴油发电机组国产化设计
核电厂应急柴油机分级带载运行
核电厂应急柴油机分级带载运行作者：宋伟东来源：《商品与质量·建筑与发展》2014年第06期【摘要】田湾核电站T107大修期间XKA30应急柴油机分级带载试验从2014年1月11日开始准备，1月14日顺利完成，试验一次性成功。
本文从组织措施和技术措施两个方面介绍XKA30应急柴油机分级带载试验的成功之处，以向运行人员提供一定的借鉴作用。
【关键词】应急柴油机；分级带载1.前言核电站应急柴油机是核电站安全重要系统的备用电源，在核电站主发电机失电、厂外电源和备用电源均失电的情况下，通过向应急段母线供电确保机组安全停堆和防止电站关键设备损坏，保证核电站核安全。
柴油机的分级带载试验是在应急母线断电的情况下，柴油发电机启动并网后，母线上所带的负荷（开关）按照预先设定的时间间隔合闸。
2.试验目的验证分级启动自动程序的工作情况；检查应急柴油发电机组XKA30 在顺序加载时满足设计要求；检查应急供电系统的一类用户，二类用户在断电和分级启动时的工作情况。
3.试验验收准则应急柴油机分级带载试验是一个综合性试验，是对其机、电、仪各部分及相互之間性能的考验，其验收准则为：从发出启动信号到柴油发电机并到6KV母线上的时间：≤15秒；在顺序加载的过渡工况结束后，柴油发电机的电压恢复到偏离额定值的±2.5%的范围内所需的时间：≤2秒；在顺序加载的过渡工况下，柴油发电机的频率：47～53Hz；在顺序加载的过渡工况结束后，柴油发电机转速恢复的时间：≤5秒；在顺序加载的过渡工况结束后的稳态工况下，柴油发电机的电压稳定在：5985V～6615V；柴油机发电机的电流：≤687A；柴油发电机有功功率：≤5.5MW；BSC、BSG、BSL母线电压：380V～420V；柴油发电机本体与辅助系统运行正常、试验过程中无保护信号触发、设备顺序加载正常。
3.分级带载试验组织与实施3.1组织措施3.1.1参与人员及分工：参与的试验人员有值长、堆操、核岛现场共6组（8人）、电气专工、柴油机本体专工、仪控专工（包括TXS人员和柴油机本体仪控）、OPT测振人员，其分工如下：值长：负责断开BBC00GS003及试验结束后反同期和停运XKA30；主控操纵员：一人负责启动“不需要做TCA和跳线的分级带载设备”，按照设备维修后品质再鉴定操作单在线并启动设备；另一人负责启动“做TCA或跳线的分级带载设备”，启动之前，需要在ES680上开启动态确定TCA已实施；辅操：负责启动柴油机需带载的风机和SGC02AP003，在启动风机时前，在ES680上动态确定TCA已实施；所带载设备本体组（核岛现场4人）：负责检查在线和启动分级带载设备，检查设备启动后是否正常；核岛厂房电气组（核岛现场2人）：试验前负责检查BSU31（BSC）、BSU33（BSG）、BSU34（BSL）及BTG32（BWC）蓄电池处于浮充状态、 BNC母线设备控制电源由UPS电源板供应（即由BSL母线供电，进线柜BNC01中F205合闸，F204断开）；试验过程中检查UPS电源动作情况（主路供电---蓄电池供电--恢复主路供电）；试验后消除复位报警，确认UPS电源正常；注：试验时UPS出现的报警有：Asynchronous、Power supply fault、En inhibited、Bypass main fault。
核电站应急柴油发电机组引入方案的改进及应用
核电站应急柴油发电机组引入方案的改进及应用摘要：为了增加核电站的安全裕度，核电厂必须具有应对全厂断电的能力。
应急柴油发电机核电厂高压厂变提供的后备电源和由220KV辅助变提供的后备电源失效时，可自动对相应的6KV专设安全设备供电，以确保反应堆安全关闭，保证一回路压力边界的完整性，确保放射性物质不向大气泄露。
应急柴油发电机对核电站的安全起着极其重要的作用。
应急柴油发电机是核电站的主要设备之一，安装过程中的技术难度大，工艺要求高，是核岛冷试的关键设备，对引入安装过程中的质量、安全和进度都有较高的要求。
本文主要从ACPR1000型应急柴油发电机组引入方案的改进来分析在引入安装过程中安全、质量、经济性的提升。
关键词：应急柴油发电机组；引入施工；安全、质量、经济性一、概况1.1应急柴油发电机组简介应急柴油发电机组提供核电厂内应急交流电源，厂外工作电源和厂外备用电源均失去的情况下（正常，故障或事故工况），每台柴油发电机组能够为保证一个核电机组安全和防止重要设备损坏所必须的应急厂用设备执行下述功能提供电能：—堆芯冷却和余热排出；—保障防止放射性物质扩散屏障的完整；—在故障或事故工况下保证工作人员的安全；—对生产设备的保护。
DA、DB厂房是放置应急柴油发电机组的厂房，两台应急柴油发电机厂房采用地理位置隔离的方式分开布置在核岛两侧，避免因飞机撞击事件影响到两台柴油发电机的独立运行。
ACPR1000型核电站每台核电机组配备两台相互独立的柴油发电机组，系统代码分别为LHP、LHQ，因此共有4台应急柴油发电机组。
ACPR1000型核电站采用的是MTU总承包的MTU20V956TB33柴油机+上海电气生产的发电机，发电机组整体到货，长宽高分别为9752×4109×2972mm，设备净重65408KG。
图1-1应急柴油发电机组示意图1.2 应急柴油发电机组的枕木+滚杠引入方案简介参考传统的应急柴油发电机组的引入方案，都是利用枕木+滚杠的方式引入，示意图如下：图1-2 枕木+滚杠的引入方式示意图具体的工作流程如下：1、倒运及铺设配重块，10T每块，大约需要10块；2、铺设枕木，大约需要20根；3、铺设滚杠，大约需要30根。
核电柴油机应急系统-方案
核电柴油机应急系统修订历史目录1.总则 (1)2.参考标准和规范 (1)3.使用环境 (1)4.电源条件 (1)5.电气设备分级 (1)6.方案概述 (2)6.1控制系统功能描述 (2)6.2柴油发电机组综合控制系统方框图 (2)6.3LEAP(柴油发电机组控制系统)控制柜设备组成介绍 (3)7.系统主要功能介绍 (7)7.1柴油机启动和停止 (7)7.2急停保护 (8)7.3手动同步 (8)7.4自动同步 (9)7.5发电机负荷控制 (9)7.6励磁控制 (9)7.7人机界面功能 (9)8.供货范围 (10)1.总则本供货技术规格书规定了福清核电站5、6号堆应急柴油发电机组用电气柜在设计、制造、试验、性能、文件、交货、油漆防护和包装等方面最低限度的技术要求。
2.参考标准和规范●HAF003 核电厂质量保证分级安全规定●HAD003/01-09 核安全导则●HAD101/13 核电厂应急动力系统●RCC-E 2005 压水堆核电站核岛电气设计和建造规则●EJ/T625-2004 核电厂备用电源用柴油发电机组准则●IEEE387-1995 核电站备用电源用柴油发电机组标准准则●ISO 9001 质量管理体系要求●ISO3046-2002 往复式内燃机－性能●ISO 8528 往复式内燃机－交流发电机组●IEC60060 高压试验技术●IEC60185 电流互感器●IEC60186 电压互感器●IEC62271-200 额定电压1KV以上52KV以下的交流金属封闭开关设备和控制设备●IEC60068-2004 环境试验●IEC60439-1 低压开关柜和控制柜组件的型式试验●IEC60947-2007 低压开关柜和控制柜组件的型式试验●IEC60255 电气继电器3.使用环境⏹电气间室内温度: 5～35℃⏹相对湿度: 0％～70％4.电源条件交流电源: 380V和220V;直流电源: 220V、110V和48V;5.电气设备分级电气设备分级如下:6.方案概述6.1控制系统功能描述6.1.1 LEAP(柴油发电机组控制系统)的主要功能如下:柴油机保护和监测；发电机保护和监测柴油机的启动和停止的顺序控制；手动和自动同期；功率计算和功率控制；柴油机转速控制；发电机励磁，调压及无功测量；就地/远程控制和监测、以及与电厂控制系统PLC(DCS/OV ATION)实现数据传输；6.1.2 HVP(高压测量柜)的主要功能如下:三相电压采集及为监测、保护、励磁和同期功能模块提供电压信号;6.1.3 发电机组监测与显示系统采用一套15寸触摸屏，其布置在LEAP控制柜门上。
国家能源局公告 2017年第7号
国家能源局公告2017年第7号依据《国家能源局关于印发及实施细则的通知》（国能局科技[2009]52号）有关规定，经审查，国家能源局批准《压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验》等81项能源行业标准（NB），现予以发布。
上述标准由原子能出版社出版发行。
附件：行业标准目录国家能源局2017年4月1日标准编号标准名称代替标准号采标号批准日期实施日期1NB/T20426-2017压水堆核电厂调试阶段设备的保养要求2017-04-012017-10-012NB/T20427-2017核电厂防止人因失误管理2017-04-012017-10-013NB/T20428-2017核电厂仪表和控制系统计算机安全防范总体要求IEC62645:2014,MOD2017-04-012017-10-014NB/T20429-2017核电厂事故处理规程编写要求2017-04-012017-10-015NB/T20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程2017-04-012017-10-016NB/T20431-2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验2017-04-012017-10-017NB/T20432-2017核电厂安全重要仪表正常和预计运行事件工况工艺流管内或管旁放射性连续监测设备IEC60768:2009,MOD2017-04-012017-10-018NB/T20433-2017核电厂气态排出流（放射性）活度连续监测设备要求2017-04-012017-10-019NB/T20434-2017RK压水堆核电厂反应堆首次装料试验2017-04-012017-10-0110NB/T20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验2017-04-012017-10-0111NB/T20436-2017压水堆核电厂水化学控制2017-04-012017-10-0112NB/T20437-2017核电工程混凝土试验、检验规程2017-04-012017-10-0113NB/T20438-2017非能动压水堆核电厂屏蔽厂房屋顶结构施工技术规程2017-04-012017-10-0114NB/T20439-2017压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则2017-04-012017-10-0115NB/T20440-2017压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则2017-04-012017-10-0116NB/T20441-2017压水堆核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验技术规程2017-04-012017-10-0117NB/T20442.2-2017核电厂定期安全审查指南第2部分：安全性能2017-04-012017-10-0118NB/T20442.3-2017核电厂定期安全审查指南第3部分：程序2017-04-012017-10-0119NB/T20442.4-2017核电厂定期安全审查指南第4部分：辐射环境影响2017-04-012017-10-0120NB/T20442.5-2017核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析2017-04-012017-10-0121NB/T20442.6-2017核电厂定期安全审查指南第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态2017-04-012017-10-0122NB/T20442.7-2017核电厂定期安全审查指南第7部分：经验反馈2017-04-012017-10-0123NB/T20442.8-2017核电厂定期安全审查指南第8部分：老化2017-04-012017-10-0124NB/T20442.9-2017核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析2017-04-012017-10-0125NB/T20442.10-2017核电厂定期安全审查指南第10部分：人因2017-04-012017-10-0126NB/T20442.11-2017核电厂定期安全审查指南第11部分：设备合格鉴定2017-04-012017-10-0127NB/T20442.12-2017核电厂定期安全审查指南第12部分：设计2017-04-012017-10-0128NB/T20442.13-2017核电厂定期安全审查指南第13部分：应急计划2017-04-012017-10-0129NB/T20442.14-2017核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析2017-04-012017-10-0130NB/T20442.15-2017核电厂定期安全审查指南第15部分：组织机构和行政管理2017-04-012017-10-0131NB/T20443-2017RK核电厂运行辐射防护规定2017-04-012017-10-0132NB/T20444-2017RK压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则2017-04-012017-10-0133NB/T20037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求2017-04-012017-10-0134应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件2017-04-012017-10-0135RK应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风2017-04-012017-10-0136RK应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析2017-04-012017-10-0137RK压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求2017-04-012017-10-0138NB/T20447-2017RK与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护2017-04-012017-10-0139NB/T20448-2017核电厂系统和软件的验证和确认2017-04-012017-10-0140NB/T20449-2017RK核电厂应急柴油发电机组燃油系统设计准则2017-04-012017-10-0141NB/T20450.1-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第1部分：通用要求2017-04-012017-10-0142NB/T20450.2-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第2部分：焊接材料2017-04-012017-10-0143压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第3部分：焊接工艺评定2017-04-012017-10-0144压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第4部分：产品焊接和热处理2017-04-012017-10-0145压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第5部分：焊接检验2017-04-012017-10-0146核空气和气体处理规范工艺气体处理第3部分：放射性废气滞留设备2017-04-012017-10-0147压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR焊接钢管2017-04-012017-10-0148压水堆核电厂用其他材料第32部分：控制棒驱动机构用NS3306合金板材及带材2017-04-012017-10-0149压水堆核电厂用其他材料第33部分：控制棒驱动机构用GH5605合金棒2017-04-012017-10-0150NB/T20451-2017核电工程施工信息化管理通用要求2017-04-012017-10-0151NB/T20452-2017核电工程安全管理技术规程2017-04-012017-10-0152NB/T20453-2017。
核电站用应急柴油发电机组质量研究论文
核电站用应急柴油发电机组质量研究论文摘要：本文对中核集团“华龙一号”项目应急柴油发电机组目前的国产化模式进行介绍，结合设备的工艺特点，从设备的开工先决条件检查、设备零部件制造过程、柴油机零部件装配、柴油机的试验以及分包商的管理等方面的质量控制要点进行阐述，确保设备质量满足核电站要求，为后续的设备监造工作提供参考。
关键词：核电；柴油机；监造；质量控制；华龙一号应急柴油发电机组作为核电厂的应急电源，在核电厂主电源、备用电源及主发电机失效后10s内启动，达到额定电压和额定功率，确保电厂应急照明和堆内余热排出，保证反应堆安全停堆，避免事态进一步扩大。
众所周知，应急电源的丧失是导致日本福岛核事故发生和扩大的重要原因，因此日本福岛核事故后，为了满足核安全的需要，核电站用应急柴油发电机组受到了高度的重视。
日本福岛事故后，根据福岛核事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求，中核集团研发的先进百万千瓦级压水堆“华龙一号”堆型首堆建设已经启动，为福建福清5/6#项目。
为满足“华龙一号”的核安全需求，为我国核电安全地走出去打下坚实的基础，对应急柴油发电机组的质量控制提出了新的要求。
一、华龙一号应急柴油发电机组的性能要求1.柴油发电机组转速600rpm，额定输出功率8000kW，额定电压6.6kV，额定频率50Hz，功率因数0.8，机组最低使用寿命40年；2.柴油机在正常工况运行下，累积有效运行时间不小于10000小时，启动时间除外；3.柴油机启动可靠性不低于99%；4.柴油机空载运行最大持续时间可达8小时；5.柴油机在使用寿命年限内启动次数为4000次；6.柴油机起动后，10s内达到额定转速和额定电压；7.与应急柴油机应急运行及发电功率有关的柴油机承压的辅助机械设备、部件核管线设定为核安全三级，电气部件为1E级；8.柴油机加载时频率不能低于95%额定频率，电压不能低于75%额定电压，频率恢复到额定值的98%及电压恢复到额定值的90%的时间小于此程序开始与下一程序开始之间的时间间隔的60%。
国家核安全局关于批准延续中广核研究院有限公司民用核安全设备设计和制造许可证的通知
国家核安全局关于批准延续中广核研究院有限公司民用核安全设备设计和制造许可证的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2019.06.28•【文号】国核安发〔2019〕154号•【施行日期】2019.06.28•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于批准延续中广核研究院有限公司民用核安全设备设计和制造许可证的通知国核安发〔2019〕154号中广核研究院有限公司：你公司《关于民用核安全电气设备设计制造许可证延续的请示》（广核研〔2018〕68号）收悉。
经研究，通知如下。
根据《中华人民共和国核安全法》《民用核安全设备监督管理条例》及其配套规章的要求，我局审查了你公司提交的民用核安全设备设计和制造许可证延续申请，结合你公司持证期间民用核安全设备设计和制造活动开展情况，认为你公司在所申请的民用核安全设备设计和制造方面保持了《民用核安全设备监督管理条例》第十三条及《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》第八条所要求的各项能力，决定向你公司颁发《民用核安全设备设计许可证》（国核安证字S （19）13号，见附件1）和《民用核安全设备制造许可证》（国核安证字Z（19）24号，见附件2）。
许可证有效期至2024年6月30日。
你公司应按照许可证规定的范围和条件，开展民用核安全设备设计和制造活动，确保民用核安全设备设计和制造质量。
附件：1.民用核安全设备设计许可证（国核安证字S（19）13号）2.民用核安全设备制造许可证（国核安证字Z（19）24号）国家核安全局2019年6月28日附件1民用核安全设备设计许可证（国核安证字S（19）13号）单位名称：中广核研究院有限公司法定代表人：王安单位住所：深圳市福田区上步中路科技大厦15层设备类别：仪控系统机柜、电源设备核安全级别：1E级国家核安全局审查了中广核研究院有限公司提交的民用核安全设备设计许可证延续申请，结合中广核研究院有限公司持证期间民用核安全设备设计活动开展情况，认为中广核研究院有限公司在所申请的民用核安全设备设计方面保持了《民用核安全设备监督管理条例》第十三条及《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》第八条所要求的各项能力，决定批准中广核研究院有限公司的申请，并颁发此证。
核电站应急发电用16V240ZDA型柴油机
核电站应急发电用 16V240Z DA 型柴油机牟恕宽 郑翠玲摘要 : 16V240Z DA 型柴油机是为我国秦山核电站设计的应急发电用柴油机 。
该型机是在240/ 275系列柴油机的基础上加装改造研制而成的 。
本文介绍了 16V240Z DA 型柴油机的主要技术参数 、特殊性能参数 、主要设计结构特点和该柴油机作核电站应急发电而在台架上所进行的扭振 测量 、机油消耗量测量 、调速器的非直线度和不灵敏度 、转速波动率 、单双脉冲突加载荷 、无燃油输 送泵的快速起动 、冷机起动 、增压器旁通线路 、热机起动 、45s 内加载 、突加载荷和调速器稳定调速 率等特殊性能试验结果 。
关键词 : 柴油机 核电站 设计 试验应急发电 16V240ZDA意外事故情况下在一回路失水时及早冷却堆芯 ,以防前苏联切尔诺贝利灾难重演 ,核电站必须设置应 急发电用柴油机 ,并对柴油机的各种性能有相当高 的要求 。
正因为核电站应急发电用柴油机是确保 电站长期处于安全运行所必不可少的 15 项重大关 键设备之一 ,所以引起人们高度重视 ,因而研制工 作要非常认真 ,其价格也往往比一般柴油机高出几 倍 。
1 前言我国自行设计 、自己建造的第一座核电站秦山核电站采用的是近代化的压水堆 。
为使厂区 在意外断电时安全停堆和保证在发生地震 、空难等牟恕宽、郑翠玲 , 大连机车车辆厂 , 116021 辽宁省大连市收稿日期 : 1999203202轴瓦抱轴悬挂装置可成套互换 ,首台样车将于 1999 年 5 月份出厂 ,经过必要的运用考核后 ,将作为现 抱轴瓦抱轴悬挂装置的并列方案 ,今后将根据用户 的要求而提供 。
(2) 研制其三轴径向转向架 机车径向转向架是对传统转向架的重大变革 ,它既能大幅度降低轮轨磨耗 ,显著改善轮轨粘着 , 并能提高机车的曲线通过速度 ,特别适用于多曲线的山区铁路 。
它是目前国际上各大机车制造商竞 相研制的一大新技术 、新部件 ,也是我国目前机车 转向架设计领域的一大热门课题 。
核电厂应急柴油发电机.
华北电力大学（保定）硕士学位论文核电厂应急柴油发电机电气运行关键问题研究姓名：梁传富申请学位级别：硕士专业：电气工程指导教师：赵成勇2011-06 华北电力大学硕士学位论文摘要随着我国核电行业的蓬勃发展，核电厂最为关键的问题之一——应急柴油发电机的电能质量也显得越来越重要和紧迫。
论文主要从应急柴油发电机电气运行关键问题方面分析、论证改善应急柴油发电机电能质量的主要措施。
首先介绍了应急柴油发电机电能质量的基本要求；接着对核电厂应急柴油发电机的一般继电保护设置给出实例，作出归纳，并对应急工况下的继电保护跳闸设置进行分析，优先推荐低电压保护；然后对柴油发电机的励磁系统作出较为深入的介绍，建议以后选用微机型励磁调节器、采用较为成熟的带永磁机的三机无刷励磁系统；最后，对负载组合要求其兼顾可接受的电压降，提出可采取的措施有6kV 电动机启动时间错开、适当调整起动顺序、合理选择柴油机和发电机的容量等。
通过这些措施的改善，可给核电厂应急柴油发电机在应急工况下的程序带载提供更好的电能质量，也能对我国后续应急柴油发电机的引进提供技术指标参考。
关键词：应急柴油发电机；关键问题；核电厂I选题背景及其意义2008 年联合国波兰气候大会，对替代碳机的各种清洁能源进行排名，按照合理利用、成熟性、经济性和竞争力划分了四个档次，排在第一档次第一位的是核能，可见，发展核电已成为清洁能源必走之路。
根据全球气候变暖的形势以及节能减排和环境保护的要求，我国政府就提出“积极发展核电”的方针，规划到2020 年大陆核电装机容量达到4000 万kW 以上，占总发电量将有1.4％提高到4 ％左右[1]。
毫无疑问，中国核电正迎来行业的大发展。
但美国的三哩岛核事故、前苏联的切尔诺贝利核事故、特别是今年的东日本大地震引起的福岛核电站事故，再一次牵动着全世界的神经。
这表明核电厂核安全事故后果的难以消除性、国内国际社会公众的极度敏感性以及核安全的极其重要性。