核电通讯(07-12)e

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浅谈新版RCC-M2007的变化

浅谈新版RCC-M2007的变化

E —S 5 01 N IO6 2 - E IO6 3 N. 4 S
浅 谈 新版 RC M2 0 C. 0 7的变 化
李小燕 ,胡 岩 ,高 蕊
( 中广核 工程 设计 有 限公 司上海 分公 司 ,上海 ,20 3 ) 00 0
摘要 :2 0 0 7版 的 R C M 标 准是 R C M ( 0 0版 ) C . C . 20 标准与 2 0 、2 0 0 2 0 5年补遗和 2 0 0 7年的修改结合 而 成的产物。本文介绍 了 R C M 0 7版 的更新原 因,对引用标准的更 新。结合 欧盟承压设 备指令 ( E C . 20 P D)和 法国核能法令 ( S N) E P 审查管理要 求的改变 、分级变化以及设备鉴定 、材料 、制造和焊接 、无损检验等各卷 章的变化介绍 了 R C M 0 7版的更 新项 。 C . 20
李 小燕 等 :浅 谈 新 版 RC . 0 7的 变 化 C M2 0 表 1 R C. 引 用标 准 主 要 更 新 一 览 表 C M
原 引用 标 准 引用 标 准 版本 变更 主要 涉及 内容 评 价
19 0
E 62 N 25 0 N 412 FA 0.0
N 42 l FA0 .0 E 12 4 N 0 3 E l2 3 N 03 N FAO —5 36 2 E 0 0 . N 10 22
关键 词 :R C M 0 7版 ;差 异 对 比 ;标 准 C - 20 中 图分 类 号 :D 9 2 F 9 文 献 标 识 码 :A
1 前

2 R C. ( 0 7版 )的重要更新 C M 20
R C M ( 0 7版 )针 对 RC . 2 0 C  ̄ 20 C M(0 2版) 有

《核电厂仪表与控制系统》第12部分-运行控制中心系统

《核电厂仪表与控制系统》第12部分-运行控制中心系统
➢ RSR控制盘上安装有用于安全相关工艺过程控制的操纵员操作的硬金属操作 手柄。实现对反应堆保护和安全系统的启动。
远程停堆室(RSR)布置图
技术支持中心 (TSC)
技术支持中心的功能是在应急工况下为主控制室运行人员提供技术支持 。 技术支持中心内设有技术支持所需的人机接口资源,包括获取电厂状态 和信息、通讯设备等。技术支持中心内配备四台工作站,每台工作站带 两台平板显示器。技术支持中心不提供任何控制功能。
主控制区包括反应堆操纵员控制台、值长控制台、安全盘 、DAS盘和大屏幕信息系统等。
运行工作区为支持电厂运行的人员提供了一个靠近主控制区而又不 影响操纵员的区域。运行工作区设有一台工作站,配置两台平板显 示器,可以监视系统、主要部件和设备的状态。
值长办公室为值长监督和管理电厂提供场所。值长办公室内设置一 台工作站。
应堆冷却剂泵停止
级阀门
ห้องสมุดไป่ตู้
开启非能动余热导出系统下泄 触发安全壳内换料水箱( 隔离阀并关闭安全壳内换料水 IRWST)安全注入 箱(IRWST)水槽隔离阀
安全壳隔离
启动安全壳再循环
非能动安全壳冷却系统启动 触发安全壳内换料水箱( IRWST)排水至安全壳
主控制室 (MCR)/特点
➢AP1000的主控制室布局集中紧凑,设置了先进的人机接口资源,包括显 示画面(含大屏幕画面)、先进的报警系统和计算机化规程系统等,为操纵员 监视和控制电厂提供支持。主控制室中仅保留少量必需的硬接线控制开关, 用于安全系统及重大投资设备的控制。在正常运行和事故工况下,操纵员使 用统一的非安全级人机接口对安全级和非安全级的电厂设备进行监控;仅在 丧失非安全级人机接口的情况下,操纵员使用安全级人机接口监视电厂的安 全稳定运行,必要时则停闭电厂。

CEPR核电机组停堆过程中主要放射性核素控制指标估算

CEPR核电机组停堆过程中主要放射性核素控制指标估算
和” I 活度 浓度 将低 于 0 . 3 D A C。
2 . 2最 后 一 台 主 泵 停 运
当一 回路完 整性 破 坏时 , 假 设 一 回路 气 相 ” ’ x e 全 部进 入 反应 堆厂 房 。根据 辐 射 工作 人 员 剂
量 限值不 超 过 2 0 m S v / a I 4 , 对应” x e 导 出 空 气 浓
1 一 回 路 放 射 性 控 制 指 标
C E P R机组 一 回路 主要 放射 性 控 制 指 标 核 素 包括 ” 。 X e 1 3 1 I 、 C o以及 总 7 。 ” 。 x e 是判 断燃 料 完 整性 最 主 要 的核 素 之 一 ,
并 且是 最 主要 的裂变 气体 核索 。在 燃料 发生 破损

1 4 —
C E P R 核 电机 组 停 堆 过 程 中主 要放 射 性 核 素 控 制 指标 估 算 任 学 明 2 . 1一 回路 完整 Nhomakorabea性破 坏前
( 1 ) ”Xe
管线 , 总通 风量 约 为 3 0 0 0 0 I I l 3 / h 。反 应 堆 厂 房 气 体通 过 E B A系 统 过 滤 后 经 烟 囱排 入 大气 。粗 略估计 , 在一 回路 开 口 3 h后 , 反 应 堆 厂房 中” x e

关 键 词 : 核 电机 组 ;C E P R;停 堆 大 修 ;源项 控 制
中图分类号 : T L 3 6 4
文 献 标 识 码 :A
文 章 编 号 :1 0 0 4 . 6 3 5 6 ( 2 0 1 3 ) 0 2 0 0 1 4 . 0 4
O 引 言
C E P R是 基 于 欧 洲 第 三 代 压 水 堆 ( E P R) 技 术 的中 国技术 品牌 核 电 机组 , 该 堆 型在 世 界 上 还 没

我国核电厂役前检查异常情况汇总与典型案例分析

我国核电厂役前检查异常情况汇总与典型案例分析

根据生态环境部令第8号《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》要求,在核电厂首次装料前,营运单位应向核安全监管机构提交役前检查结果报告,由核安全监管机构对报告进行审查[1]。

截至2020年底,我国运行核电机组有49台[2]。

每台机组首次装料前都按照在役检查大纲和核安全法规标准的要求实施了役前检查工作。

役前检查的主要目的是获取机组初始状态下的数据,为以后在役检查建立比对基准[3]。

尽管设备在制造安装阶段都已实施了无损检查工作,但几乎每台机组役前检查时仍会发现异常情况或超标缺陷。

异常情况的产生原因分析、处理方案和后续跟踪监督措施一直是核安全审评的关注重点。

本文梳理了近年来我国核电厂役前检查发现的异常情况,对典型案例进行了深入分析,为后续役前检查活动的实施和核安全审评提供了经验和建议。

1役前检查异常情况汇总近十年来,我国有38台核电机组按要求开展了役前检查,其中包括岭澳二期3-4号机组、秦山二期3-4号机组、红沿河1-4号机组、宁德1-4号机组、阳江1-6号机组、防城港1-2号机组、方家山1-2号机组、福清1-5号机组、昌江1-2号机组、台山1-2号机组、海阳1-2号机组、三门1-2号机组、田湾3-5号机组,相关异常情况见表1。

上述统计结果表明,设备或管道支撑焊缝、管道环焊缝和插塞焊缝上的超标缺陷在役前检查中检出次数最多,31台核电机组役前检查出现了此类情况,约占检出缺陷总次数的81.57%。

尽管机械设备在制造安装阶段已按规范标准实施了无损检测,但役前检查仍能发现异常或超标缺陷,其原因主要有以下几种。

(1)漏检。

在制造安装阶段,检查程序不完善、检验人员操作不认真等原因导致未能有效地检出超标缺陷,大部分超标缺陷属于这类情况;(2)设备运输、保养不当。

容器、管道焊缝上出现的划伤、磕碰就属于这类情况;(3)制造厂和役前检查单位对同一受检对象所使用的检查技术不同或对规范标准理解的不一致导致检查结果的差异,某些机组的反应堆压力容器焊缝的超标缺陷属于这类情况。

(07-12)一.物质的构成(二)

(07-12)一.物质的构成(二)

(07—12)二、化学式与化合价5.下列各组含氯物质中,氯元素化合价相同的一组是 D 0.53 07年A.Cl2 HCl B.NaCl HClO25.4%C.ClO2NaClO212.5%D.KClO3Ca(ClO3)2【点评】考查“根据化合价规则推算元素化合价”。

10.亚硝酸钠(NaNO2)是一种工业用盐,外观酷似食盐,人若误食,会引起中毒。

亚硝酸钠中氮元素的化合价是 B 0.79 09年A.+1 B.+3 C.+4 D.+5【点评】考查“根据化合价规则推算元素的化合价”。

取材于上册第86页习题1之⑷。

18.化学实验室中常用重铬酸钾(K2Cr2O7)配制玻璃仪器的洗涤液,其中铬(Cr)元素的化合价为答案C 难度0.77 10年A.+4 B.+5 C.+6 D.+7【点评】考查“根据化合价规则推算化合价”。

7.核电站中可用硼酸(H3BO3)吸收中子,阻断核辐射。

硼酸中硼元素的化合价是 C A.+1 B.+2 C.+3 D.+4 0.86 11年【点评】考查“根据化学式计算化合价”。

8.下列各种物质中,氯元素化合价最高的是 A 0.85 12年A.NaClO4B.HCl C.NaClO D.ClO2【点评】考查“记住常见元素的化合价及根据化学式计算化合价”。

11.下列关于H2和H2SO4的叙述,正确的是 A 0.76 09年A.都含有氢元素B.都含有氢分子13.4%C.都含有氢离子D.都是化合物【点评】考查“对化学式意义以及单质和化合物概念的理解”。

10.下列关于O2和CO2的说法正确的是 A 0.82 11年A.都含有氧元素B.都是氧化物C.都含有氧气分子10%D.都能使带有火星的木条复燃【点评】考查“理解化学式的意义,考查对分子、元素、氧化物等概念的理解”。

选C的考生显然对物质、分子、元素、原子之间的关系理解不到位。

7.有一些物质,它们中的一些原子集团常作为一个整体参加反应,下列物质中含有这样的原子集团的是 B 0.69 12年A.NaCl 12%B.NaNO3C.CaCl2D.KCl【点评】考查“从化学式识别原子团”。

核电基本系统名称(三字码)

核电基本系统名称(三字码)
138
JPL
电气厂房消防系统
139
JPP
消防水生产系统
140
JPS
移动式和便携式消防设备
141
JPT(1)(厚)
变压器消防系统(1)
142
JPT(2)(薄)
变压器消防系统(2)
143
JPU
厂区消防水分配系统
144
JPV
柴油发电机消防系统
145
KBS
热电偶冷端盒系统
146
KCO
常规岛共用控制柜
147
KDO
试验数据采集和处理系统
148
KIR
振动和声音监测系统
149
KIS
地震仪表系统
150
KIT
集中数据处理系统
152
KKO(1)
电力计量和故障录波系统(第一卷)
154
KKO(2)
电力计量和故障录波系统(第二卷)
155
KME(1)
试验仪表系统(第一卷)
156
KME(2)
试验仪表系统(第二卷)
157
KPR
应急停堆盘系统
56
DSD
柴油机房应急照明系统
58
DSM
汽机厂房应急照明系统
59
DTL
核岛电视系统
60
DTV
厂区通讯系统
61
DV*
常规岛通风系统
62
DVA
冷机修车间和仓库通风系统
63
DVC
主控制室空调系统
65
DVE
电缆层通风系统
67
DVF
电气厂房排烟系统
68
DVG
辅助给水泵房通风系统
69
DVH

核电基本系统名称(三字码)

核电基本系统名称(三字码)
硼回收系统
297
TER
废液排放系统
298
TES
固体废物处理系统
300
TEU
废液处理系统
302
VVP
主蒸汽系统303ຫໍສະໝຸດ XCA辅助蒸汽生产系统
305
XPA
辅助锅炉燃料油系统
12
APU
主给水泵汽机疏水系统
13
ARE
主给水系统
14
ASG
辅助给水系统
17
CAR
汽机排气口喷淋系统
18
CET
汽机轴封系统
19
CEX
凝结水抽取系统
20
CFI
循环水过滤系统
22
CGR
循环水泵润滑系统
23
CPA
阴极保护系统
24
CRF
循环水系统
26
CTE
循环水处理系统
28
CVI
凝汽器真空系统
29
DAA
冷、热机修车间和仓库的电梯
常规岛废液排放系统
269
SEN
辅助冷却水系统
270
SEO
电站污水系统
273
SEP
饮用水系统
274
SER
常规岛除盐水分配系统
275
SES
热水生产和分配系统
276
SGZ
厂用气体贮存和分配系统
277
SHY
氢气生产与分配系统
278
SIR
化学试剂注射系统
279
SIT
给水化学取样系统
280
SKH(1)
润滑油输送系统(第一卷)
188
LHP LHQ
6.6KV交流应急电源系统

核电通讯(07-11)e

核电通讯(07-11)e

✦中国电机工程学会核能发电分会✦电力系统核电技术信息网核电通讯HEDIAN TONGXUNNuclear Power Newsletter苏州热工研究院第11期总第150期2007年11月出版国内核电动态核电15年发展规划出台国家发改委日前正式发布经由国务院批准的《国家核电发展专题规划(2005-2020年)》(简称“规划”),明确到2020年,我国将争取把核电运行装机容量从目前的906.8万千瓦提高到4000万千瓦,核电占全部电力装机容量的比重从现在的不到2%提高到4%《规划》指出,按照15年内新开工建设和投产的核电建设规模大致估算,核电项目建设资金需求总量约为4500亿人民币。

核电占比将提升到4%新鲜出炉的核电规划将推动我国核电建设步入全新阶段。

核电年发电量占世界发电总量的比重为17%,然在中国,目前这一比重还不到2%,按照规划的要求,这个数字比重到2020年必须提高到4%.亦即,到2020年我国核电运行装机容量争取达到4000万千瓦、核电年发电量达到2600亿至2800亿千瓦时;在目前在建和运行核电容量1696.8万千瓦的基础上,新投产核电装机容量约2300万千瓦;同时,考虑核电的后续发展,2020年末在建核电容量应保持1800万千瓦左右。

经过多年的发展,我国已储备了一定规模的核电厂址资源,包括已建和在建工程外,沿海地区开展前期工作比较充分的厂址共有13个,容量近6000万千瓦。

《规划》要求,未来15年内,我国将通过国际化招标方式选择合作伙伴,引进新一代百万千瓦水堆核电站工程的设计和设备制造技术,国内统一组织消化吸收并加以创新,以迎头赶上世界压水堆核电站先进水平。

设备生产商面临机遇在未来15年合计高达4500亿元的核电站建设投资额中,设备方面的投资将占据半壁江山,我国装备制造业尤其是核电设备生产商将迎来前所未有的历史发展机遇。

目前,在设备制造方面,包括东方电气、上海电气、哈尔滨电气集团在内的三大发电设备集团占了我国的大部分市场份额,可以生产具有自主知识产权的30万千瓦级压水堆核电机组成套设备;还基本具备成套生产60万千瓦级压水堆核电站机组的能力。

浅谈美国核管会反应堆监督管理体系

浅谈美国核管会反应堆监督管理体系
1 美国核管会反应堆监督管理体系发展 历程
美国核管会的监管工作框架如图 1 所示, 反应堆监督管理是主要工作内容之一, 反应堆 监督管理主要包括检查、 性能评估、 强制措施、 指控、 调查五个方面。
1������ 1 旧的反应堆监督管理体系 美国旧的反应堆监督管理体系是指 NRC 早
期的监督管理体系, 是随着监管经验的积累在 不同时期建立的, 主要由以下三个重要的部分 组成[4] 。
收稿日期: 2018⁃01⁃17 修回日期: 2018⁃02⁃02 作者简介: 王娅琦 (1987—), 女, 河北沧州人, 工程师, 硕士, 现主要从事核电厂 1E 级电气设备的审评工作 ∗通讯作者: 周红, E⁃mail:zhouhongsepa@ 126������ com
12
摘要: 回顾了美国核管会反应堆监督管理体系的发展过程, 简要介绍新监督管理体系的 监管理念、 运作流程、 安全评价框架及行动矩阵, 并多角度对比分析了新旧监管体系, 为我国的核安全监管提供参考。 关键词: 监督管理; 安全基石; 性能指标; 检查发现项; 安全评价 中图分类号: TL48 文章标志码: A 文章编号: 1672⁃5360 (2018) 02⁃0011⁃07
(1) 保持安全; (2) 增加公开度; (3) 使 NRC 的活动和决策更有效、 高效和现实; (4) 减少不 必要的管理负担。
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图 1 美国 NRC 监管工作框架 Fig������ 1 NRC regulation organizational framework

HAF-HAD 文件目录清单

HAF-HAD 文件目录清单

2/3
HБайду номын сангаасD
60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 HAD103-05 HAD103-06 HAD103-07 HAD103-08 HAD103-09 HAD201-01 HAD202-01 HAD202-02 HAD202-03 HAD202-04 HAD301-01 HAD301-02 HAD301-03 HAD301-04 HAD401-01 HAD401-02 HAD401-03 HAD401-04 HAD401-05 HAD401-06 HAD501-01 HAD501-02 导则汇编1998(上) 导则汇编1998(下) 核电厂人员的装备、招聘、培训和授权 核电厂安全运行管理 核电厂在役检查 核电厂维修 核电厂安全重要物项的监督 研究堆安全分析报告的格式和内容 研究堆运行管理 临界装置运行和实验管理 研究堆的应用和修改 研究堆和临界装置退役 铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容 乏燃料贮存设施的设计 乏燃料贮存设施的运行 乏燃料贮存设施的安全评价 核电厂放射性排除流和废物管理 核电厂放射性废物管理系统的设计 放射性废物焚烧设施的设计与运行 放射性废物的分类 放射性废物近地表处置场选址 放射性废物地质处置库选址 低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算 核动力厂实物保护导则 1996 1990 1988 1994 1994 1997 1989 1989 1997 1992 1991 1998 1998 1998 1990 1997 1997 1998 1998 1998 1997 1998 1998 1998 CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH CH E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E HAD103-05(1996.2.13) HAD103-06(1990.2.20) HAD103-07(1988.10.6) HAD103-08(1994.1.1) HAD103-09(1994.1.1) HAD201-01(1997.1.1) HAD202-01(1989.4.3) HAD202-02(1989.4.3) HAD202-03(1997.1.1) HAD202-04(1992.4.18) HAD301-01(1991.7.24) HAD301-02(1998.7.10) HAD301-03(1998.7.10) HAD301-04(1998.7.10) HAD401-01(1990.5.19) HAD401-02(1997.1.16) HAD401-03(1997.2.15) HAD401-04(1998.7.6) HAD401-05(1998.7.6) HAD401-06(1998.7.6) HAD501-01(1997.9.25) HAD501-02(1998.4.8) 导则汇编1998(上) 导则汇编1998(下) HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD HAD 核安全法规(合订本) 核安全法规(合订本)

核电基本系统名称(三字码)

核电基本系统名称(三字码)

4
154 155 156 157 158 159 160 161 162 164 167 168 172 173 174 175 176 177 178 179 180 181 182 183 184 185 186 187 188 191 192 193
KKO(2) KME(1) KME(2) KPR KPS KRG(1) KRG(2) KRS KRT KSA KSC KSN LAA LAB LBA LBB LBC LBD LBE LBG LBJ LBL LBM LCA LCB LCC LCD LCL LDA LG* LGR LHA LHB LHP LHQ 9LHT LK* LKA
8
3
118 119 120 122 123 124 125 126 127 129 130 131 132 133 134 135 136 137 138 139 140 141 142 143 144 145 146 147 148 149 150 152
GHE GME GPA GPV GRE GRH GRV GSE GSS GST GSY GTH HHA HHB JDT JPD JPH JPI JPL JPP JPS JPT(1)(厚) JPT(2)(薄) JPU JPV KBS KCO KDO KIR KIS KIT KKO(1)
核辅助厂房通风系统 循环水泵站通风系统 废物辅助厂房通风系统 安全注入和安全壳喷淋泵电机房通风系统 除盐水车间通风系统 辅助锅炉和空压机厂房通风系统 安全壳环廓房间通风系统 热机修车间和仓库通风系统 主开关站通风系统 热洗衣房通风系统 厂区实验室通风系统 应急保安楼通风系统 重要厂用水泵站通风系统 油及润滑脂贮存区通风系统 制氯站通风系统 制氢站通风系统 电动折叠大门 安全壳喷淋系统 安全壳仪表系统 安全壳换气通风系统 安全壳泄漏监测系统 安全壳内大气监测系统 反应堆堆坑通风系统 安全壳空气净化系统 安全壳连续通风系统 汽机和给水加热装置停运期间保养系统 汽机旁路系统 输电系统 主开关站—超高压配电装置 发电机励磁和电压调节系统 汽机调节油系统 汽机润滑、顶轴和盘车系统

基于MCNP的压力容器内部快中子注量计算

基于MCNP的压力容器内部快中子注量计算

收稿日期:2022-05-30基金项目:沈阳市科技计划项目(20-206-4-03)作者简介:王禹(1995-),男,辽宁葫芦岛人,硕士研究生。

通讯作者:覃国秀(1981-),男(壮族),广西南宁人,副教授,博士,主要从事辐射防护与环境保护等方面的研究。

基于MCNP 的压力容器内部快中子注量计算王禹a ,覃国秀a ,张小辉b(沈阳工程学院a.能源与动力学院;b.科技处,辽宁沈阳110136)摘要:由于压水堆的燃料组件具有栅格稠密、几何形状复杂、对中子的吸收能力较强等特点,利用中子输运方程的任何近似解法所求得的结果都具有较大误差。

因此,本文采用蒙特卡罗方法,利用MCNP 软件建立精确的压水堆模型,对低泄漏换料方案压力容器中的快中子注量进行模拟计算,所得的40年和60年的压力容器内的表面中子注量均小于设计限值(5×1019n/cm 2)。

由计算结果可知:若只考虑辐照脆化对压力容器的影响,采用低泄漏换料方案可以使压力容器的使用寿命延长到60年。

关键词:蒙特卡罗方法;压力容器;低泄漏换料方案;快中子注量中图分类号:TL375文献标识码:A文章编号:1673-1603(2023)04-0001-05目前,我国在运的核电站以压水堆为主,压力容器是压水堆全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。

核反应堆运行在十分恶劣的环境下,受高温高压流体的冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照。

受辐照影响,压力容器钢的机械特性发生改变。

压力容器的中子注量可以判断压力容器的脆化程度,评价压力容器抗高压和热冲击的能力,同时也是评估核电厂寿命的重要参数。

为使压力容器的中子注量减少,主要采用低泄漏换料方案来解决。

在低泄漏换料方案中,由于快中子泄露减少,降低了对压力容器的热冲击,延长了压力容器和反应堆的使用寿命。

为了验证低泄漏换料方案的效果,本文运用蒙特卡罗方法计算低泄漏换料方案中压水堆压力容器的中子注量[1-2]。

核电厂dcs系统第三方通讯故障分析与处理

核电厂dcs系统第三方通讯故障分析与处理

核电厂DCS 系统第三方通讯故障分析与处理□连杰【内容摘要】本文以核电厂辐射监测系统与DCS 系统进行第三方通讯时出现的故障为例,对基于RS485总线的MODBUS 协议通讯原理进行了分析,针对现场调试过程中出现的通讯兼容性差的问题进行了通讯数据包抓取分析。

并针对性地提出几种常见第三方通讯问题的解决方案,结合现场实施后的效果进行综合评价。

【关键词】核电厂;控制系统;MODBUS 通讯协议;星形总线结构;辐射监测【作者简介】连杰(1988.3 ),男,河北邢台人;福建福清核电有限公司维修一处工程师;研究方向:辐射监测设备核电厂的仪表及控制(I&C )系统中,DCS 系统为全厂信号收集与逻辑处理的中心。

针对就地仪表与DCS 之间的接入方式一般分为直接接入和通过第三方通讯接口接入两种方式。

对于现场大量的工艺系统仪表、测量开关,一般采用直接接入DCS 的方式,通过AI /DI 卡件,在DCS 机柜实现信号收集、转换、比较和报警触发等功能。

对于智能化程度较高的仪表,如堆外/堆内核测系统、辐射监测系统、火灾报警系统、棒控系统等,一般采用第三方通讯的方式,在原有设备内部进行信号的收集与处理,并将处理好的信号通过通讯协议的方式发送至DCS 卡件参与后续逻辑运算和设备控制。

一、辐射监测系统第三方通讯概况辐射监测系统(系统代码KRT )在核电厂主要用于辐射控制区内部场所工作剂量率、工艺系统管道剂量率、气态和液态流出物总活度的放射性监测,属于核电厂重要的监测系统。

由于辐射监测仪表的信号特殊、功能复杂、前端处理复杂,目前就地仪表的智能化程度很高,通常有专用的就地处理机柜或机箱,而辐射监测系统与DCS 的通讯普遍采用第三发通讯接口的形式进行。

下文基于以福建地区某核电厂辐射监测系统与DCS 的通讯为基础展开分析。

图1某核电厂辐射监测系统通讯拓扑结构图(一)系统通讯结构。

由于辐射监测系统在厂房分布极广,2台机组约110台各类仪表需要进行数据传输,为节约DCS 通讯卡件端口,同时减少机柜电缆数量,某核电厂采用星型总线结构进行DCS 通讯。

核电推进用100 kWe级反应堆电源方案研

核电推进用100 kWe级反应堆电源方案研

!第O Q卷第#期原子能科学技术'862O Q"L82# !+)+M年#月K>8:0,F7<914E,0<7,<!7/3<,J786814[!72+)+M核电推进用<K KL M(级反应堆电源方案研究高!剑# 解家春# $ 周!成+ 李杨柳#%#2中国原子能科学研究院"北京!#)+H#M#+2北京控制技术研究所"北京!#))#T)&摘要 针对空间核电推进技术应用需求"本文开展#))B W<级核电推进反应堆电源方案研究$提出#))B W<核电推进反应堆电源系统的设计理念"经初步优化设计"给出该系统总体设计参数和技术方案原理图"对热电转换系统开展详细设计研究"并从物理*屏蔽*热工以及结构方面对系统进行了分析和论证$结果表明"该系统方案合理可行"能满足物理*热工*安全和寿期要求$关键词 核电推进#反应堆电源方案#总体设计#掉落临界安全中图分类号 3&H#M文献标志码 K文章编号 #)))\S T M#%+)+M&)#\)#+H\)T"#$ #)2Q O M_+4;B2+)+#248?G0!72)O Q Q-*5('(-.&";#0<K KL M(F(+*.#)N#4()-;2.('O2("#/%&*,(+)D,(*.)$*N)#&,2$#/Z K X[0!7#"U%F[0!,J?7#"$"]^X V"J<71+"&%Y!7160?#%#);5$2,928.$.:.+/<=./>$-12+037"?+$@$23#)+H#M";5$2,#+)?+$@$23928.$.:.+/<;/2.0/6123$2++0$23"?+$@$23#))#T)";5$2,&692.)+*.'!"8:5!9</N0>J7?,6<!9>J<9:!65985?6A087%L3b&!7//?!6\:8/<5985?6A087 %a L\3F b&"7?,6<!9<6<,>90,5985?6A087%L F b&J!A>J<!/=!7>!1<A8@J01JA5<,0@0,0:\ 56A<%68N>J9?A>&!7/:!>?9<><,J7868142%>,!719<!>649</?,<>J<:!A A8@5985<66!7> 9<`?09</@896871\><9:<G5689!>087:0A A087A2K7/0>0A A?0>!*6<@89/<<5A5!,<!7/:!7\ 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解家春,J!9!,><90A>0,A8@J01JN89B071><:5<9!>?9<"J01J,87=<9A087<@@0,0<7,4"J01J9<60!*060>4" A:!66A0;<!7/,8:5!,>A>9?,>?9<2%>0A,8:58A</8@9<!,>89,89<"A J!/8NA J0<6/071"J<!> >9!7A@<9A4A><:"J<!>/0A,J!91<A4A><:">J<9:8<6<,>90,,87=<9A087A4A><:"<>,23J< 9<!,>89!/85>A60`?0/:<>!660>J0?:!A0>A,886!7>23J<>J<9:8<6<,>90,,87=<9A087A4A><: A<A,68A</a9!4>87,4,6<1<7<9!>892K7/>J<J<!>/0A,J!91<A4A><:!/85>AJ<!>505< 9!/0!>8923J<A<9=0,<60@<8@>J<9<!,>890A#)4<!9A!7/>J<>J<9:!658N<90A O M+B W>2 .?9071789:!685<9!>087">J<076<>+8?>6<>><:5<9!>?9<8@>J<9<!,>890A#+__$+ #M M#$">J<076<>><:5<9!>?9<8@>J<>?9*07<0A##O)$!7/>J<076<>><:5<9!>?9<8@>J< ,8:59<A A890A H#)$">J<,886!7>@68N0A+B1+A23J<9<!,>89J!A!@!A>7<?>987A5<,\ >9?:23J<,90>0,!6A!@<>407,!A<8@@!66071!,,0/<7>%J<@@')(T_?7/<9!74@!66071!,,0/<7> ,87/0>087&:?A>*<,87A0/<9</2%7>J</<A017">J<A>9?,>?9!6:!><90!6A!7/A!@<>498/07 >J<9<!,>89?A<A5<,>9!6A J0@>!*A89*<9%E E K&:!><90!6A%:864*/<7?:9J<70?:!6684!7/ 1!/86070?:8G0/<&N J0,JJ!=<A:!66!*A895>087,98A AA<,>0878@@!A>7<?>987!7/6!91< 9<A87!7,<!*A895>087,98A A A<,>0878@:</0?:<7<9147<?>98723J<?A<!7/9<!A87!*64 !99!71<:<7>8@>J<A<:!><90!6AA?,,<A A@?664A86=<>J<,90>0,!6A!@<>4598*6<:8@@!66071 !,,0/<7>2:(;4#)"2'7?,6<!9<6<,>90,5985?6A087#9<!,>8958N<9A,J<:<#8=<9!66/<A017#,90>0,!6 A!@<>48@@!66071!,,0/<7>!!核电推进%L F b&是将反应堆热能转化为电能%即空间反应堆电源的电能&再转化为推进剂定向动能的装置$一个典型核电推进系统的关键部件包括空间反应堆电源系统*功率管理与配电系统以及电推进系统$核电推进作为一种先进推进技术"与化学推进相比具有比冲高*寿命长等优势"可以满足航天任务对更高比冲*更长寿命的推进系统的需求"因而成为空间推进领域发展和应用最为驯熟的技术方向(#)$核电推进相较于核热推进%L3b&和双模式推进%a L\3F b&具有比冲高%缺点推力小&*技术成熟等优点"能大大降低长期探测任务所需推进剂的质量"适合用于深空和载人探测任务$随着航空航天领域对能源需求的不断扩大"核能的空间应用迎来了新的发展高潮(+)$核电推进预计将在深空探索领域打开新的大门(M)$人类探测太空的能力主要受空间推进技术的限制(H)"核推进系统具有推力较大*寿命长*比冲高*不受环境限制等优点"将成为未来空间探索和星际航行任务的优选动力系统(O)$国际上"核电推进系统的研究主要集中在欧盟的D F Z K^%3工程*俄罗斯的兆瓦级核动力航天器项目*美国L K E K\Z C"小组正在研发的DW<级核电推进系统"欧盟.0b8b项目重点开发+))$M))B W<的核电推进系统"美国L K E K\Z C"小组进行了M)B W<核电推进系统可行性方面的研究$我国在空间核电推进领域已完成#))B W<级磁等离子体动力推力器%D b.3&原理样机研制和性能点火实验"最大点火功率为##HB W<"推力为ML"最高比冲为O M S)A"效率为S T R(S)$针对核电推进技术应用需求"本文参考国外-E b(Q)和E b#))(_)等类似空间核电源的设计"开展#))B W<级核电推进反应堆电源系统方案研究"以期为我国深空探测以及载人航天的跨越式发展奠定坚实基础$<!总体方案核电推进反应堆电源结构示意图如图#所示"具有工作温度高*转换效率高*可靠性高*尺寸小*结构紧凑等特点$电源系统主要由反应堆堆芯*阴影屏蔽*热传输系统*热排放系统*热电转换系统等组成$其中"反应堆采用液态金属锂作为冷却剂的快中子堆"热电转换系统采用闭式布雷顿循环发电机"热排放系统采用热管式辐射器$方案选型和材料选择上进行过充分论证"适合我国国情并且充分考虑可实现性"安全与可靠性高"研发成本和周期可接受$O+#第#期!!高!剑等'核电推进用#))B W<级反应堆电源方案研究图#!核电推进反应堆电源系统结构示意图-012#!E>9?,>?9!6/0!19!:8@L F b9<!,>8958N<9A4A><:核电推进反应堆部分主要由反应堆堆芯*反应性控制系统*阴影屏蔽体等构成$反应堆堆芯包括堆芯容器*燃料元件*上下栅板*堆内构件*反射层等$核电推进反应堆电源的反应性控制方式采用位于反射层内的控制转鼓系统$阴影屏蔽由轻屏蔽体和重屏蔽体组成"轻屏蔽体为氢化锂和碳化硼"重屏蔽体为钨$热传输系统主要由锂冷却剂*电磁泵*体积补偿器*气体收集器和流体管路等组成$热排放系统%辐射器&主要由集流环*热管*翅片*支撑结构等组成"可采用固定式辐射器%辐射器面积大但结构简单&或折叠式辐射器%辐射器面积小但结构复杂&$热电转换系统主要由热交换器*涡轮机*压气机*回热器*冷却器*辅热交换器以及涡轮发电机组成$热电转换系统内工质流量为M(Q_OB1+A"工质为氦氙混合气体"其平均摩尔质量为H)1+:86$压气机绝热效率为_O R"出口压力为#T T TB b!"增压比为+()O#涡轮机绝热效率为T)R"出口压力为#)+_B b!"落压比为#(T#发电机效率为T H R"转速为H O)))9+ :07$热电转换系统总体参数列于表#$核电推进反应堆电源系统技术方案如图+所示$正常运行时"通过控制阀门开闭"使两个布雷顿电机以及与其相连的两个热排放系统是相互独立的系统"两个布雷顿电机分别运行在O)R满功率状态%降低涡轮转速来实现&"输出电功率为#+OB W<"输出电压为H))'"输出频率为#()B^;$当#组布雷顿电机失效时"通过控制阀门开闭"将失效电机的热排放系统切换到另一台布雷顿电机"并使这台布雷顿电机#))R满功率工作"此时系统的输出电功率仍为#+OB W<"输出电压为S))'"输出频率为#(OB^;$表<!热电转换系统总体参数>+9,(<!P(/()+,?+)+'(.()#0.5()'+,G(,(*.)$**#/Q()2$#/2;2.('参数参数值额定+最大输出电功率"B W#+O++O)涡轮入口温度"$##O)热电转换效率"R+H(S输出电压"'H))+S))包络尺寸":#(_P#(+P#(+热源热交换器质量"B1M)H(M涡轮发电机质量"B1#Q+(#回热器质量"B1S O)(_气体冷却器质量"B1+H Q()辅热交换器质量"B1#H()管道质量"B1Q)()其他质量"B1Q)()总质量"B1#O+_(+#))B W<级核电推进反应堆电源系统%不包括航天器和推进系统&总质量为H(#>"发射时航天器总长度为Q(+:*最大直径为H:"屏蔽体的最大锥角为#Q j"航天器展开后长度为+H:$核动力航天器尺寸示意图如图M所示"设计指标满足长征五号火箭发射质量和包络尺寸要求$核电推进反应堆电源系统的总体设计参数列于表+$=!方案分析电源方案分析主要针对反应堆的物理*屏蔽*热工*安全计算展开$物理及屏蔽计算采用D"L b程序"数据库采用F L.-+a\'(#"同时在计算时以L[X Y软件为工具"制作可供D"L b 使用的高温截面库#热工及安全计算采用"-.方法$除简化了一些体积小*形状复杂且对反应堆中子物理特性或热工特性影响很小的结构外"其计算模型是依据设计参数的精确描述$=A<!堆芯描述反应堆堆芯活性区为正六边形结构"堆芯由_Q根燃料元件*H根氧化钆安全棒*谱移吸收体%E E K&结构材料以及锂冷却剂组成$核燃料为二氧化铀燃料"+M O V富集度为T)R$堆芯筒体材料为钼铼合金%D8#H C<&"反射层的材料为a<X"S个转鼓布置在反射层内"转鼓中的S+#原子能科学技术!!第O Q卷图+!核电推进反应堆电源系统技术方案原理-012+!E ,J <:</0!19!:8@L F b9<!,>8958N <9A 4A ><:中子吸收体材料为碳化硼"其中#)a 的富集度为T )R "反射层外筒体为X .E 不锈钢材料$反应堆堆芯截面如图H 所示$图M !核动力航天器尺寸示意图-012M !.0:<7A 087A ,J <:<8@7?,6<!958N <9A 5!,<,9!@>表=!核电推进反应堆电源系统总体设计参数>+9,(=!E Q ()+,,"(2$R /?+)+'(.()#0%D N)(+*.#)#4()2;2.('参数参数值主要设计参数!!反应堆热功率"B W &O M +!!电源系统净输出电功率"B W )#))!!总输出电功率"B W #+O !!系统热损失&T R !!辐射器排放废热"B W &M Q )!!辐射器面积":+约S )!!反应堆进出口温度"$#+__+#M M #续表=参数参数值!!设计系统寿命"!)#)!!系统总长度及最大直径":Q (++H 主要材料选择!!燃料芯块材料V X +!!堆芯冷却工质Q&0%T T (T R &!!冷却剂管道材料D 8H +C <!!元件包壳材料D 8#H C <!!反应堆内筒体材料D 8#H C <!!反应堆外筒体材料DK \X .ET O S 合金!!辐射器热管管壳材料30!!辐射器热管工质"A !!辐射器热管翅片材料"\"复合材料!!反射层材料a <X !!中子吸收体材料a H"!!屏蔽体材料W *&0^及a H"!!支撑结构材料30合金系统质量估算!!堆芯质量"B 1+Q H !!堆内其他结构件质量"B 1+)!!阴影屏蔽体质量"B 1S +)!!热传输系统质量"B 1+_)!!热电转换系统质量"B 1#O +_!!安全及控制系统质量"B 1#T )!!辐射器面板质量"B 1H +)!!线缆与推开系统质量"B 1#S Q !!支撑结构质量"B 1M )O !!尚未考虑到的部件质量"B 1M ))!!核电源系统总质量"B 1H#)HQ+#第#期!!高!剑等'核电推进用#))B W <级反应堆电源方案研究图H!反应堆堆芯截面图-012H!E<,>087=0<N8@9<!,>89,89<反应堆冷却剂管道采用四进四出布置%H个出口管道出堆芯之后分为两组"正常运行时相互独立"事故工况下能相互切换&"堆内H根氧化钆安全棒在各种运行工况和事故工况下都位于堆内"不参与反应堆正常运行时的反应性控制"反应堆运行时反应性调节全部由控制转鼓完成$核电推进反应堆堆芯参数列于表M$=A=!反应性计算表H列出反应堆在各种工况下的反应性及反应性效应计算*卡棒卡鼓时的反应堆计算及掉落事故%指反应堆发射失败掉落环境中水或沙时可能发生意外超临界&时的反应性计算$表@!堆芯参数>+9,(@!1#)(?+)+'(.()参数参数值堆芯高度+直径",:O S(H+H)(+活性区高度+对边距离",:M S+#T堆芯+反射层筒体厚",:)(M+)(#燃料芯块长度+直径",:M S+#(Q S燃料气隙+包壳厚度",:)()++)()Q反射层径+轴向最大厚度",:#)(++_(#转鼓中碳化硼厚度",:)(Q安全棒长度+直径",:M S+#(S_安全棒包壳厚度",:)(#+反射层外壁涂层厚",:)()O燃料芯块质量"B1Q S氧化铍质量"B1#S+其他材料质量"B1M S反应堆总重"B1+Q H表!!反应性计算>+9,(!!F(+*.$Q$.;*+,*&,+.$#/计算方案J<@@反应性+%%B+B+R&冷态堆芯%吸收体全部使用&)(_T+_O f#+())冷态堆芯%吸收体全部未使用&#()M Q+#M(O T热态堆芯%未考虑膨胀"吸收体全部未使用&#()M MH)M(+H热态堆芯%考虑膨胀"吸收体全部未使用&#()+OS T+(O#满功率运行#)!后剩余反应性#())OM Q)(O M 温度\功率反应性系数f#()_燃耗反应性系数f#(T_空泡系数f)(#+卡住价值最大的#组安全棒)(T H)T#f S(+_卡住价值最大的#组转鼓)(T Q SO S f+(H)掉落事故中最严重工况)(T S S_Q f M(H M!!由表H可看出"温度\功率反应性系数为f#()_%B+B+R"燃耗反应性系数为f#(T_%B+ 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最新07核电厂质量保证安全规定(1)

最新07核电厂质量保证安全规定(1)

07核电厂质量保证安全规定(1)核电厂质量保证安全规定(1991年7月27日国家核安全局令第1号发布 1991年修改)本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第四部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释。

1引言1.1概述1.1.1本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂的质量保证提出了必须满足的基本要求。

1.1.2本规定提出的质量保证原则,除适用于核电厂外,也适用于其他核设施。

1.1.3为了保证核电厂的安全,必须制定和有效地实施核电厂质量保证总大纲和每一种工作(例如厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役)的质量保证分大纲。

本规定对制定和实施这些大纲提出了原则和目标。

各种质量保证大纲所遵循的原则是相同的。

1.1.4必须指出:在完成某一特定工作中(例如在厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役中),对要达到的质量负主要责任的是该工作的承担者,而不是那些验证质量的人员。

1.1.5质量保证大纲应包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动,验证所要求的质量已达到所必需的活动,以及为产生上述活动的客观证据所必需的活动。

1.1.6质量保证是“有效管理”的一个实质性的方面。

通过有效管理促进达到质量要求的途径是:对要完成的任务作透彻的分析,确定所要求的技能,选择和培训合适的人员,使用适当的设备和程序,创造良好的开展工作的环境,明确承担任务者的个人责任等。

概括来说,质量保证大纲必须对所有影响质量的活动提出要求及措施,包括验证需要验证的每一种活动是否已正确地进行,是否采取了必要的纠正措施。

质量保证大纲还必须规定产生可证明已达到质量要求的文件证据。

1.1.7各部门执行本规定的具体方法(对于整个核电厂和各种工作)可以有所不同,但在任何情况下,都必须遵循本规定所确定的原则,制定详细的执行程序。

还必须指出:质量保证大纲必须周密制定,便于实施,并保证技术性的和管理性的工作两者充分地结合。

1.2范围本规定对核电厂的厂址选择、设计、制造、建造、调试、运行和退役期间的质量保证大纲的制定和实施提出了原则和目标。

核电站电动机老化机理分析

核电站电动机老化机理分析

核电站电动机老化机理分析发布时间:2021-07-02T14:23:56.333Z 来源:《城市建设》2021年7月作者:唐御云[导读] 随着核电站的运行工作时常增加,特别是在进入老化阶段后,电动控制中心会出现不同程度的老化问题,并会因为设备的老化导致电动机性能的降低,从而影响核电站的整体运行工作。

为了能最大化的延长核电站的电动机使用寿命,必须采取科学合理的治理措施来处理这些老化部件问题,以便保证核电站的正常运转中核检修有限公司阳江分公司唐御云摘要:随着核电站的运行工作时常增加,特别是在进入老化阶段后,电动控制中心会出现不同程度的老化问题,并会因为设备的老化导致电动机性能的降低,从而影响核电站的整体运行工作。

为了能最大化的延长核电站的电动机使用寿命,必须采取科学合理的治理措施来处理这些老化部件问题,以便保证核电站的正常运转。

关键词:核电站;电动控制;老化一、仪控设备老化的基本概念阐述众所周知,核电站一般在环境较为恶劣的地区开展工作,这就使得核电站的仪控设备特别是现场测量元件容易受到来自恶劣地区外部环境自身所特有的温度循环、高压问题、高湿问题、地壳振动冲击、海水腐蚀以及电离辐射等环境因素的影响,导致核电站的仪控设备性能劣化的频率要高于其他仪控设备。

由于核电站的仪控设备实际的安装位置、所处的工作环境以及功能特性的不同,导致它们所呈现出来的老化机理也各有不同。

通常来说,仪控设备老化主要涉及到两个层面,分别是物理老化以及技术过时淘汰,所谓的物理老化指的是仪控设备的物理性随着不断的使用而产生相应的变化的过程,所谓的技术过时淘汰指的是仪控设备由于技术更新或者是厂商停止生产等原因的影响导致正在使用的仪控设备无法满足核电站的运作需求。

目前,核电站在开展仪控设备老化管理工作时主要将工作的重点放在核反应堆保护以及核电站的安全管理系统中,实际上,站在核电站安全角度层面来看,仪控设备自身的部件老化均会在不同程度上影响核电站的安全管理系统的正常运转。

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✦中国电机工程学会核能发电分会✦电力系统核电技术信息网核电通讯HEDIAN TONGXUNNuclear Power Newsletter苏州热工研究院第12期总第151期2007年12月出版国内核电动态中法签80亿欧元核电大单中国加快核电发展步伐新华网11月26日报道,法国阿海珐集团26日与中国广东核电集团签订价值80亿欧元的协议,将为中国提供第三代核电技术。

分析人士称,这是继美国西屋之后中国今年在第三代核电技术上引进的又一家外资公司,中国核电发展步伐加快。

根据协议,阿海珐集团将与中国广东核电集团合作建造两台新一代的欧洲压水核反应堆(EPR),并提供该反应堆运行所需的一切服务与原料。

双方还将于近期组建合资企业,共同进行技术开发,两台EPR核反应堆将选址于广东省台山市。

作为世界上最大的核能技术公司,阿海珐集团早于1986年就进入中国市场。

集团董事会主席兼首席执行官罗薇中说,这项协议是法国核工业有史以来获得的最大一笔商业合同,法中两国在持久和有建设性的核能合作方面开辟了新纪元。

据介绍,阿海珐将向中国提供15年的铀原料供应。

不过,阿海珐表示有能力为中国提供更长时间的铀原料。

阿海珐和中国广东核电集团还签署了一项协议,广东核电集团同意购买阿海珐旗下铀矿石公司35%的产量。

近年来,经济快速增长的中国致力于发展可再生能源,核电是其中的重要一项。

中国核电发展需要投入巨额资金。

分析人士认为,这一领域可能不仅引进国外技术,还有可能引进外资和民间资本。

此前,有媒体报道,随着能源法草案即将向社会公布,与之配套的原子能法草案也在加紧制定中,其中一项重要内容是对外资及社会资本进入核燃料产业领域的政策作适当安排。

在核电技术方面,中国一直采取引进和自主化相结合的策略。

目前,中国正在运行的11座核电机组以压水堆技术为主,其中3座国产、两座从俄罗斯引进、4座从法国引进,还有从加拿大引进的两座重水堆,这些核电技术基本属于第二代。

中国于2004年启动第三代核电技术招标工作,美国西屋公司、法国阿海珐集团都参与了招标。

国家核电技术有限公司副总经理马璐曾表示,中国在选择和引进第三代核电技术时,从商用、技术、法律等多个方面进行了综合考虑,并强调技术引进和自主化。

中国要实现2020年既定的核电发展目标,还需要很大的容量,不排除与法国、俄罗斯等国家合作,引进第三代先进的核电技术。

■(来源:新华网2007-11-26)AP1000仍为中国核电自主化依托阿海珐意在长远阿海珐获得广东台山核电项目80亿欧元订单,创造了法国核电订单总额的历史之最。

但这并不意味着我国以西屋AP1000技术为依托的自主化路线发生了改变。

回想阿海珐与西屋电气在中国核电领域的竞争,可谓跌宕起伏。

我国从2004年9月开始对第三代百万级核反应堆建设全球招标,西屋的AP1000和阿海珐的EPR技术成为入围者。

2006年12月,凭借设计简单的压水堆技术及非能动安全系统的独特设计,且报价相对便宜等诸多特点,西屋AP1000方案最终胜出,向中国提供4个百万级核电设备,当时外界传言这一大单额度为56亿美元。

当时曾有业内人士认为,阿海珐并没有因此离开中国的视野。

阿海珐与中国有着长期合作。

自1986年进入中国市场以来,到目前为止阿海珐已为大亚湾和岭澳核电站的四台机组提供了核岛设备,并为秦山二期和田湾核电站的四台反应堆提供了有关技术和设备。

一位从事核电技术多年的跨国公司高层表示,中国使用两种技术,可以看作是对海外技术的权衡。

在他看来,此次广东台山项目对阿海珐EPR技术的引进,并不意味着国家是要两种技术同时发展。

东方电气的一位高层也表示,目前两家公司的技术没有任何一家有已经运行的核电站范例,最早建成的核电站也要到2014年左右。

另外,阿海珐以更低价格获得中国项目意在长远——不仅可以获得一定利润,同时也将体现重要的品牌效应。

阿海珐此前已获得法国和芬兰的两台EPR 核反应堆。

中国订单有助于其EPR技术今后夺得更多新项目。

■(来源:第一财经日报2007-11-28)阿海珐详解中标80亿欧元核电合同原因法国阿海珐中国区总裁戴博仁接受《第一财经日报》专访时透露,之前公司在中国第三代核反应堆建设招标中要价高于美国西屋公司,因而失去机会。

在此次广东台山项目招标中,公司表现非常积极,并且价格更低,最终得以中标。

在中国目前已运营的11座核电站中,有4座出自法国人之手,其中不乏大亚湾这样的工程。

这让阿海珐集团引以为豪。

戴博仁说,前天该公司与中广核集团签订的80亿欧元合同中,合作模式较以前有所不同。

“之前在中国的项目都是短期行为,大亚湾和岭澳的项目都是提供一些技术,中国方面再进行设备的本地化。

这次是技术与设备的统一行为。

我们将帮助中国建立两个核反应堆,此外,还将在反应堆建成后,提供长达15年的燃料供应。

目前合同协议截止到2026年。

”按照双方协议,阿海珐将进行一些项目转让,包括原料加工技术以及一套浓缩铀技术,并在合同期内提供铀矿石,为此双方又协议联合成立一个生产铀矿石的公司。

戴博仁透露,目前双方已成立一个联合组织,进行项目前期的准备及人员培训等工作。

中广核集团和阿海珐集团在具体细节上的谈判还在继续,“我们的基本原则是持有50%的股份,但这还要看最终双方在此项目上的具体投入。

”戴博仁说。

中广核集团、法国电力公司与阿海珐集团共同组成的合资公司,除进行EPR 技术转让的工作之外,还将继续开发中国以外的项目,包括东亚、东南亚甚至中非等一些地区的项目。

虽然法国曾向中国转让第二代和第二代半核电技术,但在去年12月16日,我国还是选择美国西屋公司作为中国4台第三代核反应堆的优先中标方,并称浙江三门和山东海阳的4台核电机组都将选用西屋的AP1000技术建设,合同价值约56亿美元。

西屋公司公司中标报价是1500美元/千瓦。

今后中国将陆续建设26台核电设施,中广核集团希望能与国外公司联合开发EPR技术,以形成自己的C-EPR。

在中国第三代核反应堆的问题上,阿海珐集团之前对这项建议的态度比较暧昧,同时在价格上要比西屋公司高,这是中国最终选择西屋公司作为合作伙伴的主要原因。

而在这次台山项目招标中,阿海珐集团表现得非常积极,并且在价格上比1500美元更低。

除了上述合作,阿海珐还将与中国核工业集团合作,对核电站乏燃料后处理及再循环设施进行可行性研究。

目前,两大集团正就细节进行谈判,业内人士估计,此项目的合同金额甚至超过100亿美元。

■(来源:第一财经日报2007-11-28)曾培炎出席核电自主化依托工程设备采购签字仪式2007年11月30日,我国第三代核电自主化依托工程主设备采购与合作协议在北京签字。

国务院副总理、国家核电自主化工作领导小组组长曾培炎出席签字仪式并讲话。

上午,我国第三代核电自主化依托工程主设备采购与合作协议在北京签字,这对于提高我国核电自主建造能力、促进重大装备制造技术实现新的突破具有重要意义。

国务院副总理、国家核电自主化工作领导小组组长曾培炎出席签字仪式并讲话。

他强调,要认真学习贯彻党的十七大精神,深入贯彻落实科学发展观,坚持走中国特色自主创新道路,把引进国外先进技术与消化吸收再创新结合起来,不失时机地推进核电自主化工作,全面掌握第三代核电技术,促进我国核电建设尽快达到世界先进水平。

曾培炎指出,做好核电自主化工作,要统一技术路线,依托重大项目,逐步形成我国独立自主的核电设计、制造、建设、运营体系。

一是大力推进核电设备国产化,明确目标,加强管理,在推进核电设计自主化的同时,把核电主要设备研制的任务落到实处。

二是努力提高国产化设备的质量和水平,精益求精,保证质量,化解核电大型锻件制约,把我国核电技术和装备制造提高到一个新水平。

三是切实加强国产化工作的协调配合,再接再厉,密切协作,确保核电自主化依托工程建设成功,确保引进技术得到消化吸收再创新。

仪式上,国家核电技术有限公司与中国第一重型机械集团公司等九家制造企业,签订了我国第三代核电自主化依托工程主设备的订货合同和合作协议;哈尔滨电站设备集团公司与中国第一重型机械集团公司,签订了常规岛低压转子锻件合同。

2006年12月,国家决定引进具有世界领先水平的美国AP1000第三代核电技术,并在浙江三门和山东海阳进行自主化依托项目建设。

国务院有关部门负责人出席了签字仪式。

■(来源:国务院办公厅2007-12-3)国防科工委核技术支持中心揭牌仪式在京举行2007年11月28日,国防科工委核技术支持中心揭牌仪式在京举行。

国防科工委副主任、国家原子能机构主任孙勤,国防科工委专家咨询委副主任张华祝以及国家核安全局、国防科工委机关有关司局、委管中心及核有关企事业单位的领导出席了揭牌仪式。

国防科工委系统二司王毅韧司长主持了揭牌仪式。

孙勤在揭牌仪式上发表了讲话,对核技术支持中心正式揭牌表示祝贺。

他指出,当前,国家积极发展核电的方针为核行业的快速发展提供了良好的机遇。

核技术支持中心作为国防科工委直属事业单位,要在履行国防科技工业核设施安全审评监督职责的同时,发挥专业优势,开展核行业管理与核技术支持工作,使命光荣,任务艰巨。

孙勤要求核技术支持中心,要忠实履行自身职责,切实加强能力建设,努力构建核行业管理的支撑平台,发挥好联系核行业有关方面的桥梁和纽带作用,努力把中心建成军民结合、技术先进、作风过硬、管理规范、效益突出的核技术支持中心。

核技术支持中心主任曲志敏表示,中心有决心在国防科工委的坚强领导下,在各有关方面的大力支持下,努力发挥好核技术支持的作用,切实承担起国防科工委赋予的各项职责,为核工业又好又快又安全的发展作出更大的贡献。

■(来源:中央政府门户网站2007-12-3)国电集团公司首个核电项目筹建处挂牌成立2007年11月28日,国电漳州核电项目筹建处在福建省漳州市挂牌成立。

国电集团公司党组成员、副总经理陈飞出席揭牌仪式,并与漳州市市长李建国共同为国电漳州核电项目筹建处揭牌。

该项目筹建处的挂牌成立标志着集团公司核电项目前期工作进入实质阶段。

核电项目的建设将对提高集团公司影响力、优化电源结构、保证集团公司可持续发展产生积极影响。

核电发展日新月异,集团公司充分抓住核电发展的大好机遇,在东南沿海地区以及内地能源短缺的地区积极开展核电前期工作。

据了解,国电漳州核电项目计划采用第三代核电技术机组(AP1000),初步规划建设数台百万千瓦级机组。

漳州核电项目筹建处成立后,将充分组织和协调相关单位,更加有效地推进项目前期工作。

核电作为一种技术成熟的清洁能源,与火电相比,核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳。

以核电替代部分煤电,不但可以减少煤炭的开采、运输和燃烧总量,而且是电力工业减排污染物的有效途径,也是减缓地球温室效应的重要措施。

目前积极推进核电建设已成为我国能源建设的一项重要政策。

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