压水堆核电厂

关键词：

压水堆核电厂（精选八篇）

压水堆核电厂 篇1

1 装料前的准备

(1) 所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态, 装卸料机正常可用;

(2) 堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过;

(3) 一回路硼浓度CB≥2100ppm;

(4) 压力容器水位>19.5m, 水温为10℃~60℃, 且水质良好;

(5) RPN核仪表系统的两个源量程和音响装置都正常可用;

(6) 硼表、温度表可用;

(7) 源量程保护整定值按要求完成设定;

(8) 装料所需的临界安全监督控制台与RX反应堆厂房、KX燃料厂房之间的通讯已经建立, 并保证装料过程中可以实时联络;

(9) 堆芯装料模拟板准备完毕并处于可用状态;

(10) 堆内临时增设的水下照明设备、取样装置和水温测量装置正常、可靠;

(11) 对于首次堆芯的装料, 为了在整个装料过程中始终保证堆芯有可靠可信的临界安全监督, 在堆芯可增加了3套临时计数装置。这3套装置的工作特性已检验校正完毕, 可投入使用。

2 临界安全监督的原理

装料期间, 堆芯应始终处于次临界状态。此时如果堆内没有外中子源, 则次临界堆内的中子密度将衰减至零。如果堆内有一个外中子源, 则中子密度将在一个与次临界度相关的通量水平上稳定。假设外中子源发射的中子数是恒定的, 即:中子源每θ秒 (θ=中子代时间) 发出一批中子, 每批中子数为s个。这样中子从第一代开始反应堆内中子数为s个, 在第二代开始就有 (s+skeff) 个中子, 第三代开始就有 (s+skeff+sk2eff) 个中子, 依此类推, 到第n代时反应堆内的中子总数应为:

因为次临界堆芯的keff值小于1, 当n很大时, 此等比级数之和为一有限值:

事实上, 式 (2) 也可以从点堆动力学方程推导得到。由此可以看出, 随着燃料组件装载数的增加, keff逐渐增大, 中子计数率也在增加。下图为有外中子源时次临界堆芯反应堆中子相对水平的变化, 不同的曲线与不同的keff相对应。可以看到平衡值与keff值有关, keff值大, 平衡值大, 并且达到平衡值较慢。所以, 在反应堆装料监督过程中, 利用中子源来增高堆内的中子数, 以使反应堆始终保持在次临界状态上。

3 临界安全监督的方法

为了确保在整个装料过程中不发生意外临界事故, 在燃料组件按装料顺序装入堆芯的过程中, 实施临界安全监督。监督方法是在堆芯每装入一组燃料组件后, 用中子探测器所探测的中子计数率的倒数与燃料组件的装载数作图进行次临界的监督。通常采用堆外核测量系统中的源量程测量通道的计数率 (首循环堆芯还在堆芯临时增设的中子探测器的中子计数) , 进行1/M倒计数率外推来实施临界安全监督。其监督过程主要如下:

(1) 探测器本底计数率监测

在核燃料开始入堆之前, 首先进行本底计数率的测量。通常是所有中子计数通道设置计数时间间隔为100秒, 并对每个通道要获得每100秒的积分计数值, 对于每个通道计算平均本底计数值和平均计数率。但在秦山第二核电厂, 由于从电站计算机系统KIT中, 采集到的是中子计数率值而不是积分计数, 故一般取10个计数率的平均值作为平均本底计数率或是平均计数率。

一般来说, 典型的本底计数率应小于0.1CPS (即n/s) 。如果测量结果比0.1CPS明显偏大, 要寻找超本底的原因。如果本底计数比测量总计数的10%还大, 则认为此套测量系统是不可靠的。

电站由以下方法判断中子计数装置工作状态是否正常: (1) 幅度比>2 (即在用示波器检测时, 有用讯号幅度与噪声讯号幅度之比大于2) ; (2) 计数率比 (通道中子计数率比本底计数率至少大一个数量级) 。

(2) 基准计数率测定

按装料顺序表的规定, 在装料前或带中子源组件在堆芯移动后, 均需重新测量各通道的基准计数率。基准计数率的测量与本底计数率测量方法一样, 在秦山二期也是取10次计数率测量的平均值。严格的说, 基准计数率应扣除本底计数率, 计算修正后的各个通道基准计数NR。

每移动一次带中子源的组件后, 需要重新进行基准计数的测定。

(3) 倒计数率的测定 (1/M测定)

每当一组燃料组件完全插入, 计数达到稳定, 对每个测量通道进行至少5次计数率测量, 计算其平均值Navg, 再对该通道进行本底修正 (Navg-n) , 倒计数率比:

其中n是每个通道的本底计数率, NR是每个通道的基准计数值。在秦山二期中, 本底计数率很小、可以忽略。故有

根据 (2) 式可得

其中, Keff0、Keff分别为初始状态和组件入堆后的有效增殖系数。

在平面坐标上以1/M作为纵坐标, 以次临界度 (1-Keff) 作为横坐标 (如前所述, 次临界度与入堆燃料组件的数目成对应关系) 。因此, 在实际操作时是以入堆燃料组件的数目NF为横坐标, 1/M为纵坐标, 进行临界安全监督。这样就可以得到外推曲线。为了安全起见, 要求在监督过程中, 必须至少有一套独立的中子计数系统 (首次堆芯装料时因堆芯增设三套临时中子计数装置, 必须至少两套可用) 是可运行的;否则, 停止装料操作。

(4) 影响1/M曲线的因素

理想的1/M曲线是一条直线, 但是实际上1/M曲线有可能是凹形的也可能是凸形的, 但是最后外推临界的结果都归于一点。影响1/M曲线的因素有:

(1) 中子源在堆芯的位置;

(2) 中子探测器 (包括堆内、堆外) 的位置;

(3) 堆芯燃料组件的装载顺序;

(4) 堆芯中子源的强度。

4 安全准则

为了保证装料的安全, 在装载过程中必须进行中子计数率的监测, 若发生以下任一种情况应该立即停止装料操作, 待查清事故原因或排除故障后, 方可继续进行:

(1) 任何一个临时中子计数通道的中子计数率突增5倍以上;

(2) 所有责任通道的中子计数率增长2倍以上;

(3) 能正常工作的中子计数通道不足二个通道时 (首次装料) ;

(4) 与一个源量程中子计数通道相接的撤退报警讯号发生动作时;

(5) 当二个带初级中子源的组件装载后, 达到每秒0.5个计数的中子计数通道少于2个时;

压水堆核电厂 篇2

关键词：压水堆核电站；核岛电气防火封堵施工；合理化研究

1 引言

在核电站建设的过程中，防火封堵是非常重要的一项工作，是保障整个核电站工程建设防火完整功能实现的一个重要组成部分，对于核电站未来安全、稳定的运行也具有着重要的意义。下面，我们就以我国某地区的核电站建设为例，对核电站的防火封堵施工的情况进行一定的研究，并在此基础上为我们核电站的防火封堵工作提出更为科学、合理的施工建议。

2 工程概述

在本核电站工程中，其是根据我国RCCI-97防火设计原则所设计的防火设计施工方案。该电站实施电气防火封堵工作共计跨越两个年度，持续时间为16个月。在该工程中，其所具有电气孔洞的数量为8752个，总点数72820点。

3 电气防火封堵过程分析

3.1 施工工期

在本工程中，其所开展电气防火封堵工作的施工工期同计划基本保持一致，只在不分区域的完工时间方面同计划存在一定的差异。对于大部分区域的施工时间来说，都要比我们计划施工的工期要长，且整体开工时间均存在提前的情况。之所以出现这种情况，主要由下述原因造成：首先，在部分区域中存在一定数量的孔洞并由于电缆敷设、时间窗口等方面的问题出现了一定的延后，并因此使整个区域的完工时间出现了延后；其次，在部分区域根据计划开始施工之后，出现了具备封堵条件孔洞同现场人力配备情况不相匹配的情况。

而由上部分情况的了解分析，我们则可以看到在该工程电气防火封堵的工期安排上，存在着一定的不合理现象，在不同區域其开工、完工以及工期方面都同之前计划存在较大的差距，造成了人员的多余劳动，对于该工作的成本节约造成了一定的不利影响。

3.2 工程量

经过对于本次电气防火封堵工程量开展的情况分析，我们也可以发现到部分较为不合理的地方。由于本工程跨了一年，涉及到春节放假，但是其在春节时期以外却存在着工程量大-小-大的情况，这同我们正常工程量开展的小-大-小之间存在着较大的差异，而从这个工程量的分布情况来看也可以认识到该工程在工程量分配方面也存在一定的不足。

3.3 人力配备

在人力配备方面，依然存在着一定的不合理情况。根据正常的工程人力动员情况来说，应当是以正弦情况随着工程的开展而不断增加，即在工程量最多的时候参与到工程的工作人员数量也应当最多，并在经过高峰之后出现了一个逐步下降的情况。但是对于本工程来说，依然存在着上升缓慢、且存在一定下降的情况。

3.4 施工效率

我们再对本工程施工墙体上的硅酮封堵、水泥封堵以及盘柜上的硅酮封堵这三种方式进行统计，并抽取现场施工条件良好、工人连续工作以及施工材料齐全情况下的几个时间点。经过抽取、统计之后发现三者的效率分别为10、2.33和4.75。从这里则可以看到，本工程在电气防火封堵方面也存在着施工效率较低的情况。

4 问题出现的原因

经过上述我们一系列的调查结果，我们可以初步得到本工程防火封堵工作中所存在的施工工期、工程量、人力配备以及施工效率方面所存在的部分问题。而在联系工程实际、对问题发生原因进行一定的研究之后，我们则可以了解到以下问题出现的原因：

4.1 对于本核电站的防火封堵工程来说，其无论是在防火封堵材料的应用上还是采取的防火封堵方法上都同以往工作的开展存在较大的差别，而之所以出现这种差别则正是因为本工程在材料以及技术上是在以往工程基础上所采取的一种创新与尝试，对于施工方来说也具有一个全新的熟悉过程；

4.2 在封堵材料所使用的工艺方面，其都在时间方面受到了很大的限制，比如硅酮、铅泡沫以及防火灰泥等等。对于这部分材料来说，其在进行浇灌之后往往都需要经过一段时间的凝固与发泡之后才能够正式进行应用，而正是这种情况的存在也会对整体施工时间产生一定的影响；

4.3 对于本工程来说，其在封堵方式上也发生了一定的改变，同样大小的孔洞相较以往而言封堵需要花费更多的时间，而这就造成了工作效率的降低。

5 解决问题的措施

5.1 工期

在开工时间方面，应当根据现场电缆敷设的开、完工试件进行安排，在一般情况下，当整个区域电缆敷设完成度达到60%以上之后才能够正式开始封堵工作。而在完工方面，则可以根据核清洁、临界以及装料这三个节点作为我们的主要参考，最迟要在临界之前完成，最好则是在核清洁之前完成。

5.2 工程量

需要根据实际情况对现有工程量计划进行合理的安排，避免出现工作量多次峰、谷交替的情况出现。

5.3 人力配备

在现场施工中，机组的重合施工时间应当是现场工作人员动员的高峰时期，而在这个时间段中，则需要能够及时的对人力进行调整。而在工程开始之后，也需要避免一开始就动用太多人力，而是需要在现场工作稳定之后再稳步的增加、减少。另外，我们也可以安排部分非防火封堵人员在日常适当的接受部分防火封堵工作的培训，并能够在人手不够时能够进行短期的配合。

5.4 施工效率

需要进一步加强施工人员的培训工作，以技术、综合素质的提升提高我们的防火封堵工作效率。同时，我们也应当对现有的防火封堵方案进行适当的优化，并以优化现场操作流程等方式进一步的提升施工效率。

6 结束语

在上文中，我们以某核电站为例对压水堆核电站核岛电气防火封堵施工的施工合理化进行了一定的研究，而在实际工作开展的过程中，也需要我们能够以此为借鉴，在联系实际情况的基础上以更具针对性的方式做好电气防火封堵工作。

参考文献：

[1]张永胜，张瑶.核岛风机转子不平衡研究[J].河北企业.2013（05）：118-120.

[2]祝笛，乐永星，许庆和.浅析我国核电核岛辅机市场及发展策略[J].电站辅机.2011（04）：5-8.

压水堆核电厂 篇3

状态导向法 (SOA) 是在美国三里岛事故以后逐渐发展起来的, 其最主要的特点是LOOP结构及对机组状态的定期诊断。通过LOOP结构及定期状态诊断, 操纵员可以检查他们是否正在使用正确的程序, 当出现非预期的故障时能够及时响应, 并能改正自身造成的错误或纠正可能的疏忽。

对于无限的事件组合 (设备故障或与人因失效的叠加) 所导致可能的反应堆物理状态是有限的, 而反应堆的物理状态可以过对几个具有代表性的参数监测来鉴别;为了达到总体安全目标而进行物理状态的周期性诊断, 优先级别的定义以及状态功能的纠正控制行动采取等, 构成了状态导向法事故处理原则。

2 压水堆核电厂物理状态识别

反应堆堆物理状态是从主要的安全观点出发, 在某一特定时刻表征反应堆安全特性的物理参数的组合, 只有在了解机组物理状态的基础上, 才有可能对事故进行有效控制。

2.1 压水堆核电厂机组模型建立

用于描绘核电厂安全运行的综合模型叫做“热工水力图”, 也叫做“总体运行图”, 它集中了:热工水力现象, 可以通过热工水力图来建模;其他物理现象 (中子、裂变产物、机械/热冲击) 。在核电厂遇到的绝大部分情况中, 热工水力现场占有举足轻重的地位, 因此核电厂的研究集中到对热工水力现象的研究上。核电厂模型是一个整体或系统, 由“功能”和“部件”组成, 它们之间会产生相互作用。系统中的每一个“功能”或“部件”代表着一种机组特定的物理现象。

例如:核电厂能够主导物理现象的敏感部件有:燃料原件;一回路及其延伸;二回路及其延伸 (蒸汽发生器, 蒸汽管道) ;安全壳内部容积。这些部件都被屏障包容着:燃料包壳;一回路压力边界及其延伸;二回路边界及其延伸;安全壳本身。

核电厂部件之间通过传统的物理法则相互影响, 例如质量守恒、能量守恒、动量守恒等。这些法则适用于遇到的各种不同类型的物质 (水、裂变产物、硼) , 也适用于能量, 并通过生产、转移/输送、储存/消耗功能具体表现出来。这些物理现象能相互影响, 可以在模型中由于功能之间定向关系的存在而被表现出来。也就是说, 一项给定功能所发生的变化可以影响其它功能, 其它功能又能影响它所代表的物理现象。

核电厂能过通过现场安装的仪表以及用于操作监控的仪表测得物理参数来描绘这些物理现象, 比如:温度、压力、水位、流量、裂变产物活度、剂量率……。物理分析显示在故障和事故工况下, 这些可用的信息足够来描述核蒸汽供应系统的运行。

2.2 热工水力图

在核电厂模型建立好后, 根据“功能”和“部件”之间的相互关系, 可以构建出热工水力图来。热工水力图是根据质量和能量在机组各个部分 (从燃料直到系统外部) 中的运行路径逐步构建起来的。通过系统和全面的方法可以将所有已知的物理组态, 以及它们之间的相互关系和对安全的显著影响突出显示在图1 (热工水力图) 中。这个图形描述了从堆芯直到外部的材料 (作为载热的水、硼、裂变产物) 和能量的传递途径。

根据对物理知识 (研究结果、模型上的实验) 认识, 鉴于遇到的或未遇到的安全风险, 每个与图形相适应的功能可以分解为一个限定数量的可能的物理配置。在某一确定时刻, 机组总体状态是根据整个基础功能的物理配置的一种特殊组合。分析结果表明每个功能的配置数量是限定的, 由此构成的总体运行图的功能数量是限定的, 总体状态数量因此也是限定的。

现象或功能不是相互独立的, 部分现象或功能甚至可以全部是由其它现象或功能推断来的, 可以集中属于相同的操作行动范围的状态。

3 状态功能的选择

根据第2节的描述可以看出, 不管机组发生什么事故, 在某一确定时刻, 机组的总体安全状况就可以由几个“功能”表征, 而为了限制事故后果所采取的控制手段, 其实质也就是预防某个或某些“功能”恶化, 或者将“功能”导向安全的过程。

以一回路微小破口事故为例, 在事故发生后某一时刻, 影响到机组安全的“功能”有可能是一回路水装量。而为了控制风险所采取的安注等手段, 其实质就是采取措施将一回路水装量这个“功能”导向安全的过程。

以主蒸汽系统 (VVP) 安全壳外、主蒸汽阀上游蒸汽管线破口事故为例, 在事故发生后某一时刻, 影响到机组安全的“功能”有可能是二回路水装量、二回路完整性、一回路温度以及一回路反应性等之一或组合。而为了控制风险所采取的安注、隔离故障蒸汽发生器等手段, 其实质还是采取措施将上述“功能”导向安全的过程。

由此可见, 如果能够找出机组在各种事故工况下受到威胁的“功能”并且加以控制, 机组的安全就能够得到保证。

根据核电厂实际机组建立模型, 进行综合分析和考虑相互关系, 对总体运行图进行综合和概括, 最终确定6个必需的和充分的功能被规定为代表机组的总体性能, 这些功能被称为状态功能, 如表1 (六大状态功能) 所示。

这6大状态共的特点是:可以直接测量;通过组合能够找到其他的功能;在某一给定时刻, 能够描绘机组在安全方面所有可能状态的特征。相对于故障/事故的数量, 状态功能的数量是可数的。

若某个“状态功能”不在要求的正常范围内, 就要对它采取措施处理。根据“状态功能”恶化的程度不同, 运行团队采取的控制措施也有所差别, 目的是为了更合理有效地控制, 防止过度干预反而给机组带来不良影响。

摘要：压水堆核电厂状态导向法事故程序始终围绕着机组的状态功能进行诊断控制。状态功能可表征核电厂机组是否处于安全状态, 当状态功能不在要求的范围内, 就要对它采取措施处理, 使机组稳定在一个安全的状态。

关键词：核电厂,状态导向,状态功能

参考文献

[1]M310机组SOP原理[S].

压水堆核电厂 篇4

联合泵房是滨海核电厂中安全级构筑物, 抗震分类为抗震Ⅰ类[1], 为核电厂重要厂用水系统和循环水系统等提供冷却水源, 将收集的热负荷输送到最终热阱—海水。与一般的工业、民用建筑相比, 其对地基条件的要求相对更高。目前国内已建的绝大多数核电厂联合泵房地基条件相对较好, 均可视为均质地基进行设计[2], 但在某些厂址中出现了地基不均匀的情况。由于联合泵房与核安全相关, 有必要对其进行地基适应性分析。

以广东省某滨海核电厂为例, 其联合泵房地基约1/4位于微风化岩上, 其余位于强风化及全风化岩上, 强风化岩最深处达16 m。本文借助先进的分析手段和分析模型, 对联合泵房不均匀地基进行了适应性分析。

2 地质情况及岩土参数

联合泵房主要分为3PX和4PX左右两个单元, 中间预留20 mm防震缝, 基底标高为-16.0 m (珠基高程, 下同) , 地基由第四系的残积和不同风化等级的花岗斑岩岩体组成, 见图1。其地基基岩面等值线见图2, 4PX区域微风化基岩顶面标高为-20 m~-32 m, 基底至微风化基岩面大部分为强风化岩层, 局部存在范围小埋深浅的全风化岩, 地基处理时将全部挖除, 计算时不考虑全风化岩的影响。3PX一部分坐落于微风化岩上, 一部分坐落于强风化岩上, 强风化层厚0 m~16 m。

地基微风化岩和强风化岩的静参数、动参数分别见表1和表2。

3 整体计算模型及结果分析

3.1 有限元模型

采用ANSYS有限元软件, 建立联合泵房与地基有限元整体模型, 如图3所示。采用Shell63单元模拟楼板和墙体, Mass21单元模拟鼓网和循环水泵等设备, Solid45单元模拟蜗壳泵基础等大体积混凝土及地基。上部钢架与下部混凝土结构质量比小于0.01, 不作耦联计算, 简化为Mass21单元模拟。

上部结构有限元模型节点总数为14 850, 单元总数为47 640, 基础有限元模型节点总数为41 734, 单元总数为43 500。地基底部为全约束, 侧向为法向约束。靠近联合泵房区域的地基单元采用加密网格。静力分析中, 计算为小变形弹性假定, 基坑开挖后场地土在重力作用下应力达到弹性平衡, 不考虑场地土重力引起的沉降, 场地材料密度取为0。

3.2 静载作用下计算结果分析

经计算, 3PX和4PX两单元基底沉降及底板整体倾斜值见表3, 均满足规范要求。基底强风化岩的主压应力均小于修正后的地基承载力特征值。

3.2.1 强风化岩弹性模量的敏感性分析

由于核电厂特殊工艺要求, 冷却水供水管道对厂房结构的沉降差要求甚严, 有必要对强风化岩弹性模量进行敏感性分析, 以研究岩土参数取值的可靠性, 分别取强风化岩弹性模量190 MPa, 120 MPa, 100 MPa, 80 MPa进行静力计算。各计算工况下, 地基最大竖向位移如图4所示。

由图4知, 强风化岩弹性模量取190 MPa存在一定安全余量, 强风化岩弹模的取值对地基变形的影响较大, 随着强风化岩弹模的减小, 处于强风化岩部分竖向变形相应增大。

3.2.2 强风化岩换填深度的敏感性分析

对强风化岩的换填深度进行了敏感性分析, 基本工况假定地基不换填, 其余工况假定采用素混凝土置换强风化岩体, 将换填深度分别设置为2.0 m厚, 4.0 m厚和全部换填。4种工况下基底最大竖向位移, 分别为-11.40 mm, -8.84 mm, -5.71 mm, -0.60 mm。

3.3 静动力联合作用结果分析

静动力联合作用下的计算分析依据《核电厂抗震设计规范》[3], 地震作用采用Newmark法则进行组合[4]:

其中, FX, FY, FZ分别为三个方向的地震作用效应;Fix, Fiy, Fiz (i=x, y, z) 分别为各方向地震荷载在X, Y, Z方向产生的荷载作用效应。

1) 地基变形分析。两联合泵房单元-14.2 m标高处设有JPP消防水连通管, 经计算, 此处X, Y, Z三个方向的最大相对位移分别为0.28 mm, 3.35 mm, 0.03 mm, 满足设计要求。

2) 地基承载力及接地率分析。联合泵房地基-16.0 m高程平均压应力为0.60 MPa, 小于强风化岩地基抗震承载力。基底均未出现拉应力, 基础接地率均为100%, 基础接地率满足要求。

3.4 基础抗滑、抗倾覆、抗浮校核

取一个单元为分析对象, 从泵区到进水流道方向为抗滑、抗倾最不利方向, 考虑联合泵房向临海侧滑动或倾覆。E1为运行安全地震动产生的地震作用, E2为极限安全地震动产生的地震作用。

百年一遇低潮位 (-2.39 m) +E1时, Ks=4.00>1.5。百年一遇低潮位 (-2.39 m) +E2时, Ks=1.45>1.1。其中, Ks为抗滑稳定安全系数, 基础抗滑满足规范要求。

百年一遇低潮位 (-2.39 m) +E1时, Kq=5.98>1.5。百年一遇低潮位 (-2.39 m) +E2时, Kq=3.05>1.1。其中, Mkq为抗倾覆力矩;Mq为倾覆力矩, 基础抗倾覆满足规范要求。

基本荷载组合时, 抗浮稳定安全系数Kf=1.61>1.10。特殊荷载组合时, Kf=1.37>1.05, 抗浮满足规范要求。

4 场地地震响应及楼层反应谱

为分析地基不均匀对结构基础地震动输入的影响, 采用三维有限元法结合透射人工边界, 建立精确的场地地震反应分析三维模型, 进行真实地基场地响应分析。分析时输入厂址时程, 通过引入人工边界将场地无限域问题转化为有限域问题, 得到基底开挖高程处的地震加速度反应谱。将计算值与厂址谱进行对比, 量化由于强风化岩层形成的非均匀场地对结构基础输入地震动的影响。

4.1 地基场地响应分析

采用专用计算程序, 通过引入人工边界将场地响应分析转化为有限域问题, 取地基192 m×90 m×40 m区域为研究对象, 建立计算模型, 模型平面区域如图1所示。采用六面体单元进行离散, 考虑最高截止频率为40 Hz, 单元平面尺寸2 m×2 m, 竖向尺寸1 m, 单元总数172 800。联合泵房基础为刚性筏基, 故可采用地基范围内的地震反应平均值作为结构的地震动输入, 得到地基范围内112个输出点的地震反应平均值与均匀基岩的差值见图5。由图5知, 软弱岩体的存在对竖向加速度反应谱和周期大于0.2 s的水平向加速度反应谱的影响小于5.1%, 可以忽略其影响。对于周期小于0.2 s的水平向加速度反应谱影响较大, 最大为21.5%。

相对差值 (水平X, Y向和竖直Z向, 阻尼比0.05)

4.2 楼层反应谱计算分析

按均质地基分别取岩土强风化参数和微风化参数, 采用集中质量模型方法, 计算出SEC泵基础、循环水泵基础及鼓形滤网轴处的水平向和竖直向的反应谱。然后结合图5各方向相对差值进行放大, 得到各高程处反应谱计算值。经分析, 楼层反应谱计算值均小于参考电站的楼层反应谱设计谱。故单从设备抗震角度看, 为便于进行设备标准采购, 主要设备的参数可参照参考电站。

5 结语

本文通过计算分析, 得出主要结论:1) 静载作用下, 地基的竖向沉降量、沉降差以及纵横向倾斜均满足要求。2) 静动力联合作用下, 结构各部位的位移、基础接地率、地基承载力、基础抗滑、抗倾覆、抗浮稳定性均满足要求。3) 采用无质量地基三维有限元模型计算出的楼层反应谱计算值均小于参考电站的楼层反应谱设计谱。4) 考虑到核电厂中联合泵房的重要性, 采取了C20素混凝土换填基底标高下全风化层及换填2.0 m厚3PX区域强风化岩层的方案。已按此方案施工完毕并进水, 从监测情况看是成功的。

摘要：针对联合泵房不均匀地基, 应用有限元软件ANSYS建立地基与上部结构三维有限元整体模型, 进行静力分析, 并针对强风化岩弹性模量和换填深度进行敏感性分析, 分析结果表明:基础接地率、基础抗滑、抗倾覆、抗浮均满足要求, 楼层反应谱计算值均小于参考电站的楼层反应谱设计谱。

关键词：压水堆核电厂,联合泵房,不均匀地基,有限元

参考文献

[1]GB/T 17569-2013, 压水堆核电厂物项分级[S].

[2]周念清, 朱学愚, 唐和平, 等.秦山三期核电工程场地岩石力学性质与差异性沉降分析[J].岩石力学与工程学报, 2002, 21 (10) :1533-1536.

[3]GB 50267-1997, 核电厂抗震设计规范[S].

压水堆核电厂 篇5

核电厂PMC (燃料操作与贮存) 系统虽然不直接参与核电厂的运行与安全活动, 但间接地影响核电厂的安全可靠性, 是核电厂的重要系统之一。EPR是国际三代压水堆主力堆型之一, 与国内主流的二代压水堆堆型 (CPR1000、CP1000) 都源自法国的核电技术, 可谓同根同源[1];PMC系统在2个堆型上的原理相同、功能相似, 但具体设计上有很大的差别, 值得进行研究。PMC系统主要由换料机、乏燃料水池吊车、燃料升降机和转运装置组成。下面以EPR为例, 分析三代压水堆核电站PMC系统的换料机、乏燃料水池吊车、燃料升降机和转运装置以及控制系统方面相对于CPR1000的更新和改进, 论述其特色和设计上的关键点。

1 换料机

CPR1000和EPR的换料机都放置在反应堆厂房内的操作平台上, 都是完成在停堆换料期间堆芯燃料的装料和卸料操作[2]。EPR换料机相对CPR1000的不同点有如下几点:

(1) 单轨辅助吊车。EPR换料机取消了CPR1000换料机上面的单轨辅助吊车。CPR1000换料机上面的单轨辅助吊车作为换料机故障后的后备工具, 安装在换料机的门架上, 当换料机主提升装置失效时, 可以使用乏燃料组件通用抓具完成燃料组件的操作, 把燃料组件放到安全的位置;另一个作用是借助于控制棒驱动杆拆装工具操作控制棒驱动。EPR换料机取消了该装置是基于系统及设备的设计要求考虑。当换料机失效时, 采用环吊作为换料机的故障后备工具, 环吊通过专用工具, 可以卸下换料机上面的起升装置, 进行换料机的故障修复;也可以通过乏燃料手动操作工具完成燃料组件的操作, 把燃料组件放到安全的位置。这样的设计是按照设备实体隔离的设计原则, 避免系统或设备共因故障, 增加设备的安全可用性。

(2) 起升机构。CPR1000换料机只有1个起升机构, 而EPR有2个起升机构:1个燃料组件 (FA) 起升机构和1个燃料插入组件 (FAI) 起升机构。EPR有2个起升机构主要是为了实现部分换料设计的, 所以EPR换料机可以实现全装全卸换料操作, 也能够实现部分堆芯换料操作。堆内部分换料要求可以用FAI起升机构提起FAI后进行堆内倒换FA。在反应堆水池上装有5个阻流塞组件 (TPA) 存放架, 这样就为堆芯部分换料提供了倒料期间的FAI缓存需要。EPR换料机有2个起升机构, 给换料带来了灵活性的同时也加大了换料机的尺寸和重量, 给换料机的设计带来了困难。首先, 由于有2个起升机构, 使得换料机的旋转操作只能手动进行, 因为有2套起升机构, 燃料组件需要的旋转操作变得困难, 2个固定套筒绑定在一起, 不是同样大小, 重心不对称, 容易倾翻。转动起来2个起升机构的驱动链容易搅到一起, 而且2个固定套筒直径大, 转动起来很困难。

(3) EPR换料机增加了IRAT。IRAT是集成换料辅助工具, 有4个导向工具, 分别布置在燃料组件的四边。当燃料组件下降时, 可以使用其中的1个或2个导向工具, 以准确快速地放入燃料组件。IRAT只作为燃料组件插入堆芯的导向工具, 其操作不会增加燃料操作的时间。

2 乏燃料水池吊车

EPR的乏燃料水池吊车相对CPR1000变化比较大, 主要体现在运行平台高度和燃料抓具的通用性方面。

(1) 运行平台。EPR乏燃料水池吊车的运行标高由CPR1000的28m改为19.5m, 紧挨着乏燃料水池。这样的优点是降低了运行操作平台, 缩短了大车到水池的高度差, 同时减少了人桥操作走台, 大车运动得更快, 同时避免了操纵员要站在人桥操作走台上操作抓具, 使乏燃料水池吊车可以使用自动模式操作。缺点是EPR乏燃料水池吊车在燃料操作平台上运行, 需要占用一定的操作平台空间, 而其固定套筒比较大, 使得抓具不能尽可能地靠近水池墙壁;也就是说, 乏燃料水池吊车不能到达最靠近水池墙壁的燃料贮存格架, 不能对这些格架内的燃料进行操作。如果这部分格架需要贮存燃料组件或者取出燃料组件, 只能通过辅助吊车来完成其中的燃料操作。

(2) 燃料抓具。EPR乏燃料水池吊车的运行标高改为19.5m, 带来了很多的设计改变, 一大优点就是抓具可以集成FA和FAI抓具, 省去了换料过程的抓具倒换工作, 降低了运行风险。该抓具集成了FA/FAI抓具, 可以根据操作对象选用。当操作FAI时, 抓具配有FAI容器作为FAI导向和支撑。这个抓具不需要燃料贮存水池专用的燃料工具贮存区, 从而增大了水池的利用率。

3 燃料升降机和转运装置

EPR的燃料升降机在运行操作UO2燃料时与CPR1000的基本一样, 主要的变化是EPR的燃料升降机增加了MOX新燃料、乏燃料检查的功能以及乏燃料修复功能。因此, 结构上增加了一个多功能燃料承载器 (简称MIF) , 包括燃料检查装置、摄像机和燃料维修工具。

相对于CPR1000, EPR的燃料转运装置主要变化是EPR燃料转运装置使用新型的刚性链条作为传送装置, 而CPR1000的使用齿轮齿条形式。刚性链条相对于齿轮齿条的好处是具有整体集成性, 速度可以更高, 噪音可以更小;最重要的是减少了施工焊接, 反应堆厂房一侧的刚性链条不用导向装置, 减少了设备制造难度, 增加了设备的安全性。

4 控制系统

EPR与CPR1000的PMC系统除了上文所述的一些机械方面的不同外, 控制系统差别也比较大。首先它们的设计都从机械安全方面着手, CPR1000采用的是单PLC控制系统加上一个相当的安全控制系统或者相当于PLC的软件系统来保证安全[3]。EPR的换料设备采用了双PLC控制形式, 一套PLC作为运行控制PLC, 一套独立的PLC作为监督控制的安全PLC, 采取物理实体分离的双冗余措施, 同时要求满足单一故障设计原则。监督控制PLC的权限要比运行PLC高, 只要运行PLC显示的数据信息与运行PLC不同, 监督控制PLC就会发出报警信号通知操作员或者触发停止信号停止设备运行。显然EPR的控制系统设计的更为安全可靠。

同时, EPR换料系统采用双PLC控制的同时, 增加了一个中央控制单元 (CCU) 。这是另一个安全冗余的监控系统, 共有12个摄像机在反应堆厂房和水池以及燃料厂房和水池监视各个换料设备的操作, 它仅查看但不参与燃料的操作。它的权限要比运行PLC和监视PLC的权限更高, 能够实时地查看燃料操作的各个动作, 只要发现有异常或不合要求, 立刻报警和停止换料操作。CCU由换料管理人员负责监督, 具有换料过程的最高执行权和管理。

5 结语

PMC系统作为核电厂执行重要功能的关键系统之一, 不同堆型都在其功能性、安全性、可靠性等方面做了全面的考虑, 设计上各有特色。

从EPR和CPR1000的PMC系统对比来看, 核电站的技术在稳步进步。EPR的PMC系统的改进尽管不是革命性的, 但已比之前显得更先进、更合理, 更灵活:采用了近年来出现的安全可靠的产品, 如采用IRAT装料辅助工具, 保证燃料放入堆芯的准确性和速度;采用刚性链条, 减轻了燃料传输管内设备的制造施工, 并提高了安全性;采用双PLC设计, 更不惜成本配置了CCU, 在安全性方面加了一份强有力的保障。

参考文献

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[2]包志中.装卸料机重水和油压系统[J].核科学与工程, 2001 (2)

第三代压水堆核电站有哪些类型? 篇6

第三代压水堆核电站有两种类型:

(1) 改进型电厂 (如EPR) :是法国法玛通公司与德国西门子公司联合开发的第三代压水堆核电站。

(2) 非能动型电厂 (如AP1000) :是由美国西屋公司开发的先进的非能动的压水堆。

改进型核电厂 (EPR) :

更简化的专设安全系统, 至少有两条隔离的和独立的交流电源与电网相连;至少30 min时间内, 不考虑操纵员的干预;在丧失全部给水, 至少在2 h内不应有燃料损坏;在丧失厂内外交流电源的8 h内, 燃料没有损坏等。

非能动型核电厂 (如AP1000) :

压水堆核电厂 篇7

1 核三级屏蔽电泵的功能

1) 前贮槽泵。前贮槽泵用于收集由于反应堆启动、停堆和功率变化引起的一回路水量变化而产生的排水, 并将反应堆冷却剂进行处理, 去除其中的放射性物质及其他杂质, 制取反应堆补给水和4%的硼酸溶液, 以便复用。

2) 除气塔疏水泵。除气塔疏水泵用于硼回收系统 (TEP) 。该系统收集由于反应堆启动、停堆和功率变化引起的一回路水量变化而产生的排水, 并将收集来的一回路冷却剂进行处理, 去除其中的放射性物质及其他杂质, 制取反应堆补给水和4%的硼酸溶液, 以便复用。

3) 硼酸再循环泵。电站正常运行期间, 为了防止硼注入箱里的硼酸结晶, 由硼酸再循环泵对硼注入箱里的硼酸溶液进行连续不断地循环, 保证硼酸溶液浓度和温度恒定。此泵也用于硼注入箱的初次充水。

2 核三级屏蔽电泵结构介绍

屏蔽电泵由泵与屏蔽电动机组成。泵为单级、单吸、卧式离心泵。叶轮与电动机同轴, 泵壳与电动机定子采用止口定位, 通过螺栓连接紧固, 并压紧两者中间用于密封的密封垫构成完全不泄露的密封整体。电动机的定子内径和转子外径均用耐酸不锈钢薄板焊接, 保护带绕组定子铁心、铸铝转子不受系统介质的损害。轴系旋转产生的径向力和轴向力由一对滑动轴承承受。泵吸入口方向为水平轴向, 排出口方位为径向向上。由叶轮排出流体的一部分经泵出口排出, 另一部分进入中间壳体后再分别流入前轴承、电机的定子和转子之间的间隙、后轴承进行冷却和润滑, 最后返回泵吸入口。

3 鉴定程序与试验方法

3.1 型式试验

3.1.1 机械检查和测试

转子动态的平衡检查;端子标识和旋转方向的验证;转动惯量的测量。

转子转动惯量的大小对电动机的起动和制动性能有着直接的影响。将叶轮、轴承套、推力盘等转动部件装配到转子上, 按GB/T 1032进行测定[1]。

3.1.2 电气特性试验

电气特性试验主要包括绝缘电阻测量、耐电压试验、绕组直流电阻测定和绕组匝间耐冲击电压试验等。

1) 绝缘电阻测量。按GB/T 1032和GB 755进行[1,2]。对电动机的各相绕组, 如果它们的2个线端都已引出到电动机机壳之外, 则应分别测量每相绕组对机壳的绝缘电阻和各相绕组相互间的绝缘电阻。对在电动机内部已做连接的三相绕组, 则只测量绕组对机壳的绝缘电阻。

为防止被绕组在试验时的储存电荷电击, 测量后, 应将被测绕组对地放电后再拆测量线。

对380 V电动机, 使用500 V兆欧表进行测量, 在相对湿度小于30%, 20℃室温下, 冷态测量值应大于50 MΩ。热态测量值大于2 MΩ。

2) 定子绕组绝缘强度 (耐电压试验) 。按GB/T 1032和GB 755进行[1,2]。该试验也称介电强度试验, 在相间或相对地加电压, 施加1分钟交流电, 频率为50 Hz, 电压为2×Un+1 000 V, 即1 760V。不发生击穿或闪络为合格。

3) 绕组匝间耐冲击电压试验。电动机的定子线圈应能承受对地和匝间耐冲击电压试验而不发生击穿。进行耐冲击电压试验时, 其线圈试验冲击电压峰值2 900 V, 试验方法按GB 755的规定[2]。绕组匝间耐冲击电压试验在定子绕组半成品试验时进行, 整机试验时可不再进行。

4) 绕组在实际冷态下直流电阻的测定。按GB/T 1032进行[1]。在测量绕组的直流电阻时, 应同时测量被测绕组的温度, 若电动机处于实际冷状态, 可用周围环境温度来代替绕组温度。各线端电阻值与3个电阻平均值之差不得超过平均值的2%。

3.1.3 电机功能特性试验

1) 空载试验。按GB/T 1032进行[1], 测定空载电流和和空载损耗, 绘出空载特性曲线, 求取铁耗和水磨耗。

空载电压为额定电压值时, 空载三相电流不平衡度超过10%, 则电动机该项不合格。

2) 堵转试验。按GB/T 1032进行[1], 测量静态堵转定子电流和转矩, 绘出堵转特性曲线。转子能承受至少5 s的堵转。

3) 温升试验。按GB 755进行[2], 温升值按F级考核。

4) 负载试验。按GB/T 1032进行[1], 测量效率、功率因数及转差率, 测定工作特性曲线。

5) 最大转矩、堵转转矩测定。按GB/T 1032进行[1], 测定最大转矩、堵转转矩。在额定电压和频率下, 最大转矩应至少为额定转矩的1.8倍, 堵转转矩应至少为额定转矩的1.2倍。

3.1.4 屏蔽电泵功能性试验

1) 整机水压试验。在1.5倍的设计压力下进行, 且保压不少于30 min。不允许变形和裂纹。

2) 整机气密性试验。水压试验后用氮气作气密性试验, 在1.1倍的设计压力下进行, 且保压10min, 同时涂肥皂水, 肉眼观察, 无肥皂泡出现。

3) 整机起动性能试验。在电压0.8Un下, 进行泵起动试验, 起动时间不大于5 s;在电压0.7Un下, 进行泵起动试验, 泵能够正常起动。

4) 噪声测量。安装后的泵, 在所有运行工况, 其噪声水平应是稳定的, 非脉动的, 且不应有可听到的纯音。噪声强度按JB/T 8098规定测量[3], 以分贝d B (A) 表达的声压测量。在距泵表面1 m理论距离的任何测量点处声压级应不超过加权值B级。

5) 振动测量。按JB/T 8097的要求进行[4], 应在靠近轴承或就在轴承上, 在10~1 000 Hz的频率范围内进行振动强度的测量。在流量大于0.7Qn且小于1.1Qn (Qn=泵最高效率点下的流量) 的正常运行工况运行时, 振动烈度的极限应不超过A级的有效速度;当流量介于0.3Qn和0.7Qn, 1.1Qn和1.2Qn之间时, 振动烈度应不超过正常运行工况下振动水平的1.3倍;当流量低于0.3Qn和大于1.2Qn之间时, 振动烈度限値应不超过正常运行工况下振动水平的1.5倍。

6) 样机型式试验。试验应按照GB/T 3216中2级和以下附加条件进行[5]。一是400 h耐久性试验和测量泵在最小流量到最大允许流量范围内13个点的性能。在耐久性试验期间做50次启、停试验。二是在耐久性试验期间每6 h采集一次数据, 并记录如下数据:电机转速、电压、电流、流量、扬程、入口和出口压力、功率 (轴功率、电机功率) 水温、电机温度、轴承温度、振动、噪声等参数。

各次耐久性试验末尾, 应记录整套的水力数据, 包括保证点和至少10个其他点的流量、扬程、输入功率、速度和NPSH;画出整个泵运行范围即零流量—最大流量的特性曲线。

7) 轴向力测定试验。在额定流量、扬程下, 屏蔽电泵轴向力小于250 N。

3.1.5 极限工况试验

1) 超速试验。按GB/T 1032进行[1], 电动机在超过同步转速20%进行2 min超速试验。无永久性的异常变形和妨碍电动机正常运行的其他缺陷, 则为合格。

2) 偶然过电流试验。按GB 755进行[2], 电动机承受1.5倍额定电流, 历时不少于2 min。试验后, 电动机绕组和转子等相关部件未发生损坏和有害变形, 即为合格。

3) 短时过转矩试验。按GB/T 1032进行[1], 电动机在热状态和在逐渐增加转矩的情况下应能承受1.6倍的额定转矩或1.6×1.1倍的额定电流、历时15 s而不发生转速突变, 停机或有害变形。此时, 电压和频率应维持在额定值。

3.2 质量鉴定性试验

对屏蔽电泵进行上述鉴定试验外, 还必须对屏蔽电泵进行整机质量鉴定试验。屏蔽电泵的质量鉴定程序应按加速热老化、湿热老化、振动老化、抗地震鉴定试验的次序在同一试验件进行。

3.2.1 加速热老化试验

老化试验模拟电动机鉴定寿命40年。

试验条件符合GB/T 2423.2或IEC 60068-2-2, 且按照IEC 60068-2-2 Bb非散热样品温度渐变试验执行, 试验期间电动机不通电[6]。

样机所处的容器的温度逐渐从环境温度上升到试验所取的值T, 在达到热平衡后, 温度在累计τ小时内保持恒定。然后温度以小于1℃/分的速率下降, 直至回到环境温度。

绝对湿度不应超过空气中20 g/m3水蒸气。

温度的容差为±2℃。当温度难于保持时, 考虑到试验容器的尺寸, 这一温度容差可提高到100℃时为±3℃, 200℃时为±5℃。试验报告中应指明这时所使用的温度容差。

在电机加速热老化试验后, 对电机绝缘系统应进行耐电压试验, 试验电压有效值为两倍额定电压加1 000 V之和的2/3, 即1 180 V, 试验频率为50 Hz, 并尽可能为正弦波形, 历时1 min, 以不发生击穿为合格。

3.2.2 湿热老化试验

该试验的条件符合GB/T 2423.4中的条件[7]:设备安装在其基准位置;接线箱处于正常关闭位置, 试验期间电动机不通电;在循环期间, 温度和相对湿度按照GB/T 2423.4中相关图表以确定方式改变[7], 最高温度为55±2℃和湿度不低于于95%。

将样机置于试验箱中, 在其中保持48 h (24 h2次循环) 。

电动机从试验箱中取出后, 擦干外表面, 然后在下列环境下进行辅助干燥6 h, 然后测量三相绕组绝缘电阻:环境温度:55±2℃;相对湿度:不大于20%;标准大气压。

3.2.3 振动老化试验

在振动台上, 对样机进行机械振动老化试验, X, Y, Z 3个方向分别进行, 每个方向:频率为50Hz, 加速度为1.5 g, 时间为1 h。此试验在抗震试验前进行。

3.2.4 抗震试验

输入幅值为0.25 g的正弦拍波寻找共振频率, 扫描频率为1 Hz-33 Hz-1 Hz, 扫描速度为1倍频程/分, 扫描应有足够的持续时间, 保证自振频率和阻尼比的精度。

按GB 13625核电厂安全系统电气设备抗震鉴定和HAF.J 0053核设备抗震鉴定试验指南, 输入抗震试验响应谱, 对核用样机进行5次OBE (SL1) 试验, 1次SSE (SL2) 试验[8]。

抗震试验后测量绝缘电阻、直流电阻、振动、噪音, 进行空载试验和堵转试验, 验收准则见上述3.1章节。试验结束后进行拆卸检查。

4 结束语

核三级屏蔽电泵的安全性和可靠性在核电站非常重要, 必须满足实现性能指标、抗地震、耐振动、耐湿热、长寿命的要求。文中的鉴定程序与试验方法为核三级屏蔽电泵鉴定提供了依据, 是保障电泵实现功能的前提条件。该鉴定程序与试验方法是将泵与电机融合在一起, 也为其他类核电站用泵和电机的鉴定提供借鉴。

参考文献

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[5]沈阳水泵研究所.GB/T 3216回转动力泵水力性能验收试验1级和2级[S].北京:中国标准出版社, 2006:19-22.

[6]广州电器科学研究院.GB/T 2423.2电工电子产品环境试验第2部分:试验方法试验B:高温[S].北京:中国标准出版社, 2009:22-23.

[7]中国电器科学研究所.GB/T 2423.4电工电子产品环境试验第2部分:试验方法试验Db:交变湿热 (12 h+12 h循环) [S].北京:中国标准出版社, 2009:15-18.

压水堆核电厂 篇8

一、示踪剂法测量原理

示踪剂法的基本原理是借助示踪剂本身易溶于水而不挥发的特性, 通过测定蒸汽发生器内部的示踪剂浓度和饱和蒸汽中水分带走的示踪剂的量, 计算确定蒸汽发生器出口的蒸汽湿度。将示踪剂加入蒸汽发生器, 由于示踪剂是非挥发性的, 示踪剂仅被饱和蒸汽中的水分携带进入汽轮机做功, 然后经冷凝器凝结成水后通过主给水系统重新进入蒸汽发生器。若干循环稳定后, 示踪剂在二回路给水系统和蒸汽发生器本体内部达到平衡, 此时, 被湿蒸汽携带出去的示踪剂质量等于通过二回路给水系统返回蒸汽发生器的示踪剂质量, 见图1。

在蒸汽发生器内部汽-水结合面处有公式:q×CSG+Q×0= (q+Q) ×C11, 整理得:

式中:Q—湿蒸汽中干蒸汽的质量流量;q—湿蒸汽中饱和水的质量流量;CSG—蒸汽发生器汽-水结合面处示踪剂浓度;C给水—蒸汽发生器给水的示踪剂浓度;T—蒸汽发生器内部汽-水结合面处蒸汽湿度。

根据机组性能设计条件, 主蒸汽的湿度是指蒸汽发生器出口的蒸汽湿度, 而试验测量所得的蒸汽湿度是蒸汽发生器内部汽-水结合面处蒸汽湿度[3]。因为蒸汽发生器内部到其出口截面的热损失通常忽略不计, 实际计算时, 可根据蒸汽发生器内部和出口截面积、主蒸汽压力等参数采用等焓过程计算获得[4]。

二、示踪剂的选择

示踪剂法的原理决定了示踪剂必需满足如下特性:一是溶于水但基本不溶于汽;二是不挥发;三是能与水完全、均匀混合且不吸附在内壁水膜;四是在汽轮机循环工况下稳定。满足上述要求的同时, 也需考虑对循环系统材料及人员的影响, 因此, 目前压水堆用于蒸汽湿度测量的示踪剂主要有两种:化学试剂碳酸铯和放射性24Na[5]。24Na是美国西屋公司推荐使用的示踪剂, 该示踪剂优点是测量精度高, 检测灵敏度高, 示踪剂添加量少, 对蒸汽发生器水质不会有明显影响。缺点是24Na核素半衰期短 (仅15.03h) , 测量时需要的放射源活度强度较大 (约1居里) , 采购、运输及现场实施难度大。

碳酸铯是法国核电站普遍采用的示踪剂, 其优点是碳酸铯为普通化学试剂, 无放射性, 测量精度满足要求, 采购、运输、注入方便, 缺点是低浓度铯的分析难度大, 因此添加量较多, 对蒸汽发生器水质有影响。

24Na作为短半衰期放射源, 需在3h内从供应商运到现场, 难度非常大, 且在非放射性控制区的二回路系统添加放射源也会造成一系列辐射防护的不便。相比之下, 碳酸铯则没有这些困扰, 且国内痕量铯的ICP-MS化学检测技术也已成熟[6], 示踪剂的添加量可以控制在蒸汽发生器限制运行区域内, 对蒸汽发生器及二回路水质影响可接受。因此新建方家山和福清核电站均采用碳酸铯作为示踪剂。

三、示踪剂注入、取样

(一) 示踪剂注入。示踪剂的注入可通过临时装置实现, 其注入位置通常有两个选择, 如图1所示的I1蒸汽发生器入口 (主给水流量分配系统管道 (ARE) ) 、I2凝结水泵入口。大亚湾和方家山核电选择在凝结水泵入口注入示踪剂, 其优点是注入点温度、压力低, 注入泄漏风险低, 不足之处是注入位置距离蒸汽发生器较远, 高浓度示踪剂完全进入蒸汽发生器需要的时间长, 且示踪剂在二回路给水及其疏水系统滞留的风险大, 如未能全部进入蒸汽发生器, 将导致给水系统中取样示踪剂浓度失真。ARE系统 (I1) 内介质高温高压, 给示踪剂注入操作带来一定难度。但其优势更为明显:紧靠蒸汽发生器入口, 示踪剂注入后在很短时间内即可完全进入蒸汽发生器, 既避免了示踪剂在二回路给水系统中滞留, 提高取样代表性, 又可缩短测量时间。因此, 秦山、福清等核电站采用靠近蒸汽发生器入口的ARE管道作为示踪剂注入点。

(二) 示踪剂取样。取样的代表性直接决定了测量结果准确度和真实性, 根据方法原理, 需取二回路给水系统和蒸汽发生器内部有代表性的样品, 测定其示踪剂浓度以计算蒸汽湿度。取样分别通过电站自身常规岛取样系统 (SIT) 和核取样系统 (REN) 实现, 位置如图1所示, 二回路给水系统样品从高加给水母管取样, 该位置在示踪剂注入点上游且最靠近, 从工艺流程角度距离示踪剂注入点最远, 能够最大程度保障示踪剂混合的均匀性[7]。蒸汽发生器内部样品从SG上部取样, 主要考虑是蒸汽发生器上部样品是湿蒸汽被汽水分离后产生的, 更能代表湿蒸汽中的示踪剂浓度, 而蒸汽发生器下部样品则要根据蒸汽发生器的循环倍率等因素加以校正, 计算较为复杂。

四、测量过程监控

湿度测量期间, 机组的状态参数由当班运行值人员监控。试验人员最关注的是示踪剂注入后, 是否被正确注入对应蒸汽发生器, 是否已在二回路给水系统和蒸汽发生器内部混合均匀并达到平衡。

示踪剂作为一种普通化学试剂, 其注入不可避免会导致SG内部和二回路给水系统电导率的增加, 因此, 可通过核电站自身取样系统SIT和REN系统的在线电导率表监控两个位置电导率的趋势变化, 进而定性判断示踪剂是否正确注入, 是否已在二回路和SG内部混合均匀并达到平衡。图2为国内某核电厂湿度测量期间二回路给水系统和SG内部电导率趋势图。从12:20开始陆续对SG2、SG3、SG1加入示踪剂, 每台蒸汽发生器示踪剂加入时间约10min左右。可以看出, 示踪剂注入后, 对应SG内部和二回路给水系统水质的电导率缓慢升高, 待示踪剂经过约2h的混合后, 电导率基本达到高点并趋于稳定, 这说明示踪剂已被正确注入相应蒸汽发生器, 经过2h左右的混合后, 示踪剂在SG内部和二回路给水系统趋于平衡。事实上, 通过最终ICP-MS检测得到的不同时间段的示踪剂浓度也有力证明了上述观点。

五、结语

示踪剂法作为一种被压水堆核电站普遍采用的湿度测量方法, 经过国内外不同电站机组的不断实践探索, 已趋于完善。本文结合国内某核电站机组的实际湿度测量经验, 提出进一步的优化方案。在化学检测技术成熟的情况下, 选择非放射性碳酸铯作为示踪剂更适合我国国情, 实施方案更为简单, 且精度满足要求。在蒸汽发生器入口ARE系统管道处进行示踪剂注入, 其上游高加给水母管处取样, 不仅缩短试验时间, 有效避免示踪剂在二回路给水及其疏水系统滞留, 而且能更大程度保障示踪剂混合的均匀性, 试验结果可靠性更高。示踪剂注入前后, 通过监控电站自身系统在线电导率表趋势变化, 可非常方便识别示踪剂注入的正确性和混合的均匀性。

摘要：主蒸汽湿度是核岛性能验收的重要指标, 其品质对核电机组的安全、经济运行具有重要意义。本文介绍了示踪剂法测量蒸汽湿度的原理, 并对其示踪剂选择、注入取样位置、测量过程进行深入探讨, 提出可行的优化建议。

关键词：示踪剂法,压水堆,蒸汽湿度

参考文献

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