核电厂中级运行ARE APG

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核电站放射性轻微污染物料的清洁解控

核电站放射性轻微污染物料的清洁解控

第34卷第2期2014年3月辐射防护Radiation ProtectionVol.34No.2Mar.2014核电站放射性轻微污染物料的清洁解控郭喜良1,徐春艳2,冯文东1,高超1,杨卫兵1,岳增强3,熊扣红4,熊小伟2,安鸿翔1(1.中国辐射防护研究院,太原030006;2.环保部核与辐射安全中心,北京100082;3.大亚湾核电运营管理有限责任公司,广东深圳518124;4.中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300)摘要:为了实现电站放射性废物最小化管理,对其产生的轻微放射性污染物料实施清洁解控是有效途径之一。

在根据国内外相关标准和分析国内核电站轻微放射性污染物料源项特性的基础上,提出了适于我国核电站产生的轻微放射性污染物料的清洁解控流程。

关键词:核电站;轻微污染物料;清洁解控;废物最小化中图分类号:TL94文献标识码:A收稿日期:2013-10-04作者简介:郭喜良(1978—),女,2001年毕业于山西大学分析化学专业,2004年获山西大学分析化学专业硕士学位,副研究员。

E -mail :gxl_214@sohu.com核电站运行过程中会产生各种不同类型的废物,其中包括放射性较低水平的轻微污染物料,如APG (蒸发器排污系统)树脂、废过滤器、含氚废分子筛(重水堆),被轻微污染的废弃设备、工器具、工作安全鞋、工作服、手套、塑料布等。

据统计,美国所有核电厂平均每台机组每年产生的固体废物约为270m 3,其中90%为放射性水平很低的干固体废物。

我国运行核电厂每年每台机组产生的固体废物量与美国核电厂产生的废物量大致相同。

大亚湾核电厂检修过程产生的技术废物中塑料、纸质和纤维类占废物量的91.1%(质量分数)[1]。

这些轻微污染物料具有辐射水平低、废物量大的特点,如果直接作为低中水平放射性废物进行管理,一是对电站放射性废物的暂时贮存造成很大的空间压力,特别是对已运行多年的核电站;另一方面废物整备和最终处置所需承担的经济成本,增加了核电运营单位的经济负担和核电成本。

核电站运行管理规定

核电站运行管理规定

核电站运行管理规定一、前言核电站是一种特殊的能源供应系统,涉及到核能的利用和管理。

为了确保核电站的安全运行和环境保护,必须建立一套严格的运行管理规定。

本文将对核电站运行管理规定进行论述,包括核电站的组织管理、运行程序、安全措施等内容。

二、组织管理核电站的组织管理是确保核电站正常运行的基础。

核电站应设立管理团队,包括站长、副站长、运行部门负责人等。

其中,站长负责核电站的全面管理和决策,副站长兼任运行部门的负责人,负责核电站的日常运行工作。

核电站需建立明确的组织机构,并制定相应的职责和权限。

三、运行程序核电站运行程序包括运行准备、启停、运行监控、异常处理和停堆等环节。

1. 运行准备:核电站在运行之前需要进行严格的准备工作,包括核燃料装载、试验运行、高温高压实验等。

在这一阶段,要确保所有设备和系统的正常运行,并进行充分的测试和验证。

2. 启停:核电站的启停是一个关键过程,需要严格按照程序进行。

启动过程中,要确保各系统的正常运行,同时进行各种监测和测试。

停机过程中,要逐步关闭各个系统,并采取相应的安全措施。

3. 运行监控:核电站的运行需要进行持续的监控和控制。

要建立完善的仪表和系统,对核电站的各项运行参数进行实时监测,确保核电站在设计范围内运行。

4. 异常处理:核电站运行过程中可能会出现各种异常情况,需要及时处理。

要建立完善的异常处理程序,对各种异常情况进行分类和分析,并采取相应的措施进行处理。

5. 停堆:核电站在运行一段时间后需要进行停堆,对燃料进行更换和维护等工作。

停堆过程中,要严格按照程序进行,确保核电站的安全和稳定。

四、安全措施核电站是一种高风险的能源供应系统,需要采取一系列安全措施来保障运行过程中的安全。

1. 设备安全:核电站的设备是保障运行安全的基础。

要定期对设备进行检修和维护,确保设备的完好和可靠性。

在设备选择和安装过程中,要严格按照相应的标准和规范进行。

2. 辐射防护:核电站运行过程中会产生辐射,对人员和环境造成潜在的危害。

核电厂蒸汽发生器排污除盐床氨化运行研究

核电厂蒸汽发生器排污除盐床氨化运行研究

核电厂蒸汽发生器排污除盐床氨化运行研究发布时间:2021-05-18T03:34:55.996Z 来源:《中国科技人才》2021年第8期作者:陈勇[导读] 核电站蒸汽发生器排污系统(简称APG系统)主要承担蒸发器排污和排污水处理的功能。

福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要:以氨作为二回路pH调节剂的压水堆普遍采用高 pH 控制,以抑制二回路水汽系统的流体加速腐蚀(FAC);而提高pH会由于氨浓度的升高而使蒸汽发生器排污系统(APG)除盐床树脂使用周期缩短,引发废物增加、运行成本上升和工作量增加等问题。

通过核电厂APG除盐床的氨化运行试验,分析确认APG除盐床氨化运行的可行性,缓解高pH 和树脂周期缩短的冲突。

关键词:氨化运行;树脂;蒸汽发生器排污系统;水质;1 核电蒸汽发生器排污系统目前存在问题及解决思路1.1 蒸汽发生器排污系统简介核电站蒸汽发生器排污系统(简称APG系统)主要承担蒸发器排污和排污水处理的功能。

设计上采用氢型阳床(001DE或002DE)和氢氧型混床(003DE或004DE)串联方式进行排污水处理,去除排污水质中浓缩的Na+、NH4+、Cl-、SO42-等杂质离子。

机组正常功率运行期间,系统保持连续运行状态,其最大允许排污量70t/h(约为额定蒸汽流量的1.2%)。

来自3台蒸发器的二次侧排污水汇合后经再生式热交换器或非再生式热交换器冷却至56℃以下,再经过前置过滤器进行过滤,然后经过一条或两条除盐序列进行水质净化。

净化后的排污水汇合后,经过后置过滤器返回至凝结水抽取系统的凝汽器补水室,然后随主给水返回蒸汽发生器二次侧。

为了监测排污水的处理效果,在每台阳床除盐器和混床除盐器的出口设置了电导率仪。

一旦树脂床失效,电导率仪就发出报警信号,操作员应尽快更换相应失效树脂。

1.2 APG系统存在主要问题及解决思路核电厂二回路水汽系统结构材料以碳钢为主,二回路水质控制采用氨作为pH调节剂,主给水pH控制在9.5-10,蒸发器排污水pH控制在9.1-9.8。

核电站运行员职责说明书

核电站运行员职责说明书

核电站运行员职责说明书一、职责概述核电站运行员是核电站的重要职位,负责监控、操作和维护核电站的设备和系统,并确保核电站的安全、高效运行。

核电站运行员的职责包括但不限于以下几个方面:二、监控核电站运行核电站运行员需负责监控核电站的运行情况,包括各个设备的工作状态、温度、压力等指标的变化,以及核电站的电力输出情况等。

通过监控系统,及时发现并处理设备异常、故障等情况,确保核电站的安全稳定运行。

三、操作核电站设备核电站运行员需要熟悉核电站的各种设备,包括但不限于反应堆、涡轮发电机、蒸汽轮机等,并掌握其操作要领。

运行员需准确、稳定地操作这些设备,保证其按照规定的工艺参数和运行程序进行工作,优化发电效率,并确保核电站的运行安全。

四、进行核电站巡视核电站运行员需要定期进行核电站的巡视,检查各个设备的运行情况和设备周围的工作环境。

巡视过程中,运行员需仔细观察设备是否出现异常,如噪音、震动等,并及时报告上级,确保设备运行的正常、稳定。

五、应急响应和故障处理在核电站设备出现故障时,核电站运行员需要迅速做出应急响应,根据紧急处理措施,妥善处置事故,保证人员和设备的安全。

同时,运行员还需参与事故的排查和分析,对故障原因进行彻底的调查,确保类似事故不再发生。

六、记录和报告核电站运行员需要详细记录核电站的运行情况、设备状况、故障处理过程等,以便日后的查询和分析。

运行员还需及时编写和提交工作报告,向上级汇报核电站的运行状况和所遇到的问题,提出相应的解决方案。

七、与其他岗位的协调与合作核电站运行员需要与其他岗位的人员进行紧密的协调与合作,比如与技术人员、安全监察人员、维护人员等共同完成工作任务。

这需要良好的团队合作精神和协调能力,以保证核电站的高效运行。

八、遵守相关法律法规和安全规定核电站运行员需要严格遵守国家和行业的相关法律法规,遵守核电站的安全操作规程和安全规定。

运行员需参加各种培训,不断提升自身的技术水平和安全意识,保证核电站的安全和环保。

核电站运行管理规程

核电站运行管理规程

核电站运行管理规程简介:核电站是人类利用核能进行发电的重要设施,为了保障核电站的安全运行,制定和执行一系列的规程、规范和标准是必不可少的。

本文将围绕核电站运行管理规程展开论述,包括核电站的运行原则、安全措施、紧急救援、操作规范等方面。

第一节:核电站运行原则核电站的运行原则是确保核电站安全运行的基础。

在核电站运行中,应遵循以下几个原则:1. 安全第一:核电站的运行必须以安全为首要考虑。

所有操作和决策都应以保护人员、环境和设备的安全为出发点。

2. 严格操作规程:核电站的运行必须遵循严格的操作规程,确保每个操作步骤都经过合适的授权和确认。

3. 预防为主:核电站运行中,应采取预防措施,及时发现和排除潜在的安全隐患,防止事故的发生。

4. 透明公开:核电站的运行信息应及时向公众披露,建立沟通渠道,接受监督。

小节一:核电站的安全措施核电站的安全措施是保证核电站安全运行的重要方面。

核电站应采取以下安全措施:1. 设备安全:核电站应定期检查和维护设备,确保设备的正常运行。

2. 辐射防护:核电站应设立辐射防护区域,采取措施限制辐射剂量,确保员工和公众的安全。

3. 紧急停堆系统:核电站应具备紧急停堆系统,可以在发生突发事件时迅速停止核反应堆的运行。

小节二:核电站的紧急救援核电站的紧急救援是保障核电站事故发生时救援工作的重要环节。

核电站应具备以下紧急救援措施:1. 应急预案:核电站应制定完善的应急预案,明确各级救援组织和责任人的职责和任务。

2. 储备资源:核电站应储备足够的救援资源,包括人力、物资、设备等,以应对各类事故。

3. 演练训练:核电站应定期组织紧急救援演练,提高救援队伍的应急能力和协作水平。

小节三:核电站的操作规范核电站的操作规范是确保核电站正常运行的重要依据。

核电站应制定以下操作规范:1. 操作程序:核电站应制定详细的操作程序,规范员工在各种情况下的操作步骤和要求。

2. 岗位责任:核电站应明确各岗位的责任,确保每个员工了解自己的职责,并具备相应的技术能力。

核电站运行标准

核电站运行标准

核电站运行标准随着能源需求的不断增长,核能作为一种清洁、高效的能源来源被越来越多的国家所认可和采用。

然而,核能的运行存在着一定的风险,为了确保核电站的安全运行,制定和遵守严格的核电站运行标准至关重要。

本文将探讨核电站运行的规范、规程和标准,以确保核能的安全和有效利用。

1. 设计与建设阶段在核电站设计和建设的早期阶段,需要制定相应的规范和标准,以确保核电站的结构和设备能够满足安全要求。

这些规范包括但不限于:1.1 设计基准与参数核电站的设计基准和参数需要根据实际情况确定,包括核反应堆类型、功率、冷却系统、安全壳等。

设计基准与参数应符合国际标准,并经过严格的安全评估和分析。

1.2 安全分析与演化在核电站设计过程中,需要进行各种安全分析和演化,以评估核电站各个系统的安全性。

这些分析和演化包括失控事件、地震影响、冷却系统故障等。

1.3 设备选型与验收核电站的各类设备应符合相关的国际和国家标准,并经过严格的验收程序。

设备选型应考虑安全性、可靠性和经济性,并需保证供应商的信誉和技术实力。

2. 运营与维护阶段核电站的运营与维护阶段是核能安全的重要环节,需要制定和遵守严格的规程和标准,以确保核电站的安全运行。

2.1 运行程序与指导文件核电站应制定详细的运行程序和指导文件,包括启动与停机程序、事故应急处理程序、辐射防护程序等。

运行人员必须严格按照这些程序和指导文件进行操作。

2.2 操作员培训与考核核电站操作人员的培训与考核是确保核电站安全运行的重要环节。

核电站应建立完善的培训与考核制度,对操作人员进行岗位培训和技能提升,确保其具备安全运行所需的知识和技能。

2.3 安全检查与维护计划核电站应定期进行安全检查和维护,以确保设备正常运行。

安全检查应包括设备状态检查、辐射防护检查、事故应急设备检查等。

维护计划应制定详细的维护内容、周期和方法。

3. 辐射防护辐射防护是核电站运行的关键环节,需要严格遵守相关规范和标准,以确保操作人员和公众的安全。

核电厂运行概述3

核电厂运行概述3

4、安注系统(SIS)和喷淋系统
.安注信号已闭锁; .安注系统处于安注备用; .安注箱出口隔离阀门已关闭;
5、反应堆补给水系统 补水、浓硼箱水位等
运行操作 P45-47
运行操纵的步骤: 一、启动前系统的检查与准备 二、核动力冷启动运行操纵过程 三、核动力冷启动过程中电加热升 温升压运行操纵 四、临界过渡 五、提升反应堆功率的运行操纵 六、带负荷、发电并网
化学与容积控制系统(CVCS)
·化容系统上充、下泄处于正常运行, 以维持反应堆冷却剂系统压力和反应堆 冷却剂泵轴封供水; .化学系统内所有净化床处于硼饱0.16 MPa。
余热排出系统(RHRS)
余热排出系统与反应堆冷却剂 系统构成环路,余热排出泵在 运行,反应堆的衰变热由余热 排出系统排出,并维持反应堆 冷却剂系统的温度在60℃左右。
核电厂加热升温
初始条件 1.反应堆冷却剂系统(RCS) .反应堆冷却剂系统(含稳压器)已完成充水 排气,处于水实体状态; .反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的 硼浓度; .反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下; .反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345~ 0.689 MPa(表压); .反应堆冷却剂泵处于可运行状态。
核电厂运行概述 (3)
第三章 核电厂正常运行
核电厂加热升温 反应堆启动 功率运行 停堆
核电站运行状态
冷启堆 启堆运行 停闭 热启堆 稳定工况 改变工况 冷停堆 热停堆 事故停堆
正常运行 运行状态
功率运行
停堆运行 运行状态
异常工况运行 非正常运行 事故工况运行
AP1000电厂运行原理
从冷停堆模式开始,经加热升温, 达到热停堆模式,开堆趋近临界,汽 轮机暖机升速并网带负荷,直至满功 率稳定功率运行模式。然后再逆过程 返回直至核电厂再处于冷停堆模式。

核电厂中压电动机保护装置简介及调试

核电厂中压电动机保护装置简介及调试

科技视界Science &Technology VisionScience &Technology Vision 科技视界1核电厂中压电动机概述核电厂中压电动机采用6.0kV 电压等级,其功率多为200kW 及以上。

核电厂中压电动机所带的泵或风机等负荷大多数涉及到核电机组电能的正常生产,有些负荷属于核电厂专设安全常用设备,用来防止、限制、减少放射性物质的泄漏,所以保障中压电动机的可用性至关重要。

中压电动机的电气保护装置主要为SPAM150C,保护装置连续测量装置的三相电流及中性点电流,根据所测量的值计算电动机热的状态,检测网络状态故障,提供报警信号或使断路器跳闸。

SPAM150C 的保护功能包括热过负荷单元、启动监测单元、高整定过流单元、接地故障单元、相不平衡单元、不正确相序单元以及低电流单元,可以对电动机的各类故障进行保护。

2保护装置调试SPAM150C 继电器的校验项目包括对热过载单元、高定值单元、启动监视单元、相电流不平衡单元以及接地故障单元的校验。

其中热过载单元主要校验6倍热过载时间,高定值单元主要校验其动作电流和动作时间,启动监视单元主要监视其启动电流及其动作时间,相不平衡单元校验在整定的不平衡度相电流下的动作时间以及在逆相序下继电器的动作时间,接地故障单元校验其动作电流及其动作时间。

2.1热过载单元热过载单元校验之前需先向保护装置输入设定值:满负荷电流、负荷权重P、报警水平θa 、禁止再起动水平θi 以及冷却时间常数Kc,同时还须将控制字SGF5设置为0,因为在做试验时是分相做的,将产生不平衡电流,相不平衡单元将误动。

t 6x 即为输入电流为6倍I θ时保护装置的动作时间。

用继电保护测试仪输出6倍I θ电流,测量保护装置的动作时间,如I θ=0.76,则试验时输入的电流为4.56,三相依次验证其动作时间。

在试验过程中,可以看到保护装置上的报警指示信息依次显示3、1、2,其含义分别为热再启动禁止级被超过,启动时间计数器满或外部禁止信号被激活、热量值已超过设定的优先报警级、热元件已跳闸。

核电站运行与管理职能

核电站运行与管理职能
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核电站运行与管 理的职能
汇报人:
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汇报时间:20X-XX-XX
核电站的运行管 理
核电站的应急管 理
核电站的维护管 理
核电站的环境保 护
核电站的技术支 持
核电站的经济管 理
核电站的运行管理
核电站的运行特点
核电站的运行 需要高度的安 全性和可靠性
核电站的运行 需要严格的监 管和审批制度
技术支持流程:接到技术支持请求后,相关部门进行技术分析,制定解决方案,实施解 决方案并跟踪效果。
技术支持的团队:由核电站内部的技术专家和外部的技术支持机构组成。
技术支持的保障措施:建立技术支持流程和技术支持知识库,确保技术支持的有效性和 及时性。
核电站的技术支持安全保障
核电站技术支持的职责:确保核电站安全、稳定、高效运行,提供技术支持和解决方案,解决运行中遇到的技术问题。
维修记录:对每次 维修和维护工作进 行详细记录,方便 后续管理和查阅。
核电站的维护安全保障
定期检查与维护: 确保核电站设备 正常运行,预防 故障发生
应急预案:制定 应对核事故的措 施,保障人员安 全和环境
培训与演练:提 高员工应对核事 故的能力,确保 快速有效响应
安全监管:对核 电站运行过程进 行严格监管,确 保符合安全标准
专业维护:由专业维护人员 负责,确保维护质量和安全
性。
高标准维护:遵循严格的标 准和规范,确保维护效果达
到最佳。
核电站的维护流程
定期检查:按照规 定的时间间隔对核 电站进行全面检查, 确保设备正常运行。
预防性维护:提前 对可能发生故障的 设备进行维修和更 换,防止意外停机。
应急维修:在发生 紧急情况时,迅速 启动应急预案,组 织专业人员进行维 修,确保核电站安 全。

核电运行作业安全操作手册

核电运行作业安全操作手册

核电运行作业安全操作手册核电作为一种高效、清洁的能源,在为社会提供大量电力的同时,其运行作业的安全性至关重要。

为了确保核电运行的安全可靠,保障人员生命和设备财产的安全,特制定本安全操作手册。

一、核电运行作业概述核电运行作业是指在核电站内进行的一系列操作和维护活动,包括核反应堆的控制、核燃料的装卸、设备的检修与维护、放射性物质的处理等。

这些作业涉及到高能量、高放射性物质和复杂的系统,因此必须严格遵循安全操作规程。

二、安全操作的重要性核电运行作业中的任何疏忽或错误都可能导致严重的后果,如核泄漏、放射性污染、设备损坏甚至人员伤亡。

因此,严格遵守安全操作规定是保障核电站安全运行的关键。

三、安全操作的基本原则1、预防为主在进行任何操作之前,都要充分评估可能存在的风险,并采取预防措施将风险降到最低。

2、严格遵守规程所有操作人员必须熟悉并严格遵守相关的操作规程和安全规定,不得擅自更改操作流程。

3、培训与资质操作人员必须经过专业的培训,并取得相应的资质证书,具备足够的知识和技能才能进行操作。

4、团队协作核电运行作业通常需要多个部门和人员的协同工作,团队成员之间要保持良好的沟通和协作。

5、持续监控对运行过程中的设备和参数进行持续监控,及时发现并处理异常情况。

四、运行前的准备工作1、人员准备操作人员应确保自身身体状况良好,精神饱满,无饮酒、疲劳等影响工作的情况。

穿着符合规定的工作服、安全帽、防护鞋等个人防护装备。

2、设备检查对即将使用的设备进行全面检查,包括设备的外观、连接部件、仪表显示等,确保设备处于正常状态。

3、环境检查检查作业现场的环境,确保无杂物、积水等影响安全的因素,通风良好,照明充足。

4、工具准备准备好所需的工具和量具,并检查其完好性和准确性。

5、安全交底在操作前,负责人要向操作人员进行安全交底,明确操作任务、流程、注意事项和应急措施。

五、核反应堆控制操作1、启动与停运严格按照操作规程进行核反应堆的启动和停运操作,控制好升温、升压、降温、降压的速率,避免对设备和燃料造成损伤。

核电站运行管理规定

核电站运行管理规定

核电站运行管理规定第一节:引言核电站作为一种重要的电力供应方式,其安全运行至关重要。

为了保障核电站的安全运行,确保人民群众的生命财产安全和环境的可持续发展,制定并执行一系列的运行管理规定是必不可少的。

第二节:设备管理1. 设备维护与检修核电站应建立完善的设备维护与检修制度,明确各设备的维护周期、方法和责任人员。

在维护和检修过程中应严格按照标准操作程序进行操作,确保设备的正常运行和安全。

2. 设备备件管理核电站应建立设备备件管理制度,确保备件的准备充分、质量可靠。

备件的采购和储存需按照规定程序进行,备件与设备的对应关系应清晰明确,以便于及时更换和修复。

第三节:人员管理1. 岗位责任核电站应明确各岗位的职责和权限,落实属地责任制,确保岗位人员履行职责,做好岗位工作,并能够熟悉掌握应对各种突发情况的应急预案。

2. 培训和考核核电站应建立健全的人员培训和考核制度,确保人员具备必要的专业知识和技能。

培训内容应包括技术操作、事故应急处理、安全意识培养等方面。

第四节:安全管理1. 安全制度核电站应制定完善的安全制度,明确各项安全要求和措施,并对所有人员进行宣传和培训,加强安全意识和文化建设。

2. 安全检查核电站应定期进行安全检查和评估,及时消除潜在的安全隐患和风险。

并建立事故报告和处理机制,及时上报并处理各类事故和异常情况。

第五节:环境管理1. 废物处理核电站应建立废物处理制度,确保废物的分类、储存和运输符合环境保护要求。

废物的处置应依法进行,切实减少对环境的污染。

2. 应急预案核电站应制定应急预案,明确应对核事故和突发环境事件的具体措施和责任分工。

并组织定期演练,提高应急处理的能力和水平。

第六节:其他管理1. 文件管理核电站应建立文档管理制度,确保各类文件的归档、保存和查阅工作有序进行。

文件的备份和防丢失措施应得到落实。

2. 数据管理核电站应建立科学合理的数据管理制度,确保运行数据的准确性和及时性。

数据的存储和备份工作应按照规定要求进行。

核电厂安全运行标准

核电厂安全运行标准

核电厂安全运行标准核电厂是一种重要的能源产生设施,它采用核裂变来产生能量。

然而,核能的利用也伴随着一系列安全隐患。

因此,制定和实施严格的核电厂安全运行标准是至关重要的。

首先,核电厂应该设立严格的人员资格标准。

核能是一项高度专业的领域,任何涉及核电厂运营的人员都应该具备相关的技术和知识。

工作人员应经过严格的选拔和培训,具备专业的技能和灵敏的风险应对能力。

只有这样,才能确保核电厂的操作和维护过程不会出现人为失误或技术故障。

第二,核电厂应该建立完善的安全管理制度。

核电厂的运行涉及到复杂的技术和装置,因此,制定明确的工作程序和安全操作规范对于保障核电厂的安全至关重要。

工作人员应严格按照这些规定进行操作,并时刻保持警惕和专注。

此外,核电厂应建立紧急事件应对机制,包括预案和演习,以便及时有效地应对突发事件,最大程度地减少潜在的风险和损失。

第三,核电厂应定期进行安全检查和评估。

安全检查和评估可以帮助核电厂及时发现潜在的安全隐患,并采取相应的措施加以解决。

检查和评估应该包括设备状况、操作规程的执行情况、人员的培训和应急演练等方面。

在检查和评估的基础上,核电厂可以及时做出调整和改进,确保核电厂的安全运行。

第四,核电厂应积极加强与国际核安全机构的合作。

核安全是全球性的问题,各国之间应该加强合作和信息共享,共同应对核能发展中的安全风险。

核电厂应与相关国际组织和合作伙伴保持密切联系,及时了解最新的安全技术和经验。

这样可以帮助核电厂更好地提升自身的安全水平,从而保障全球的核安全。

最后,核电厂应积极开展公众信息公开和科普工作。

核能发电是一个让公众关切的问题,因此,核电厂应主动向公众提供相关信息,及时回答公众关于核能安全的疑问。

此外,核电厂还应加强与学术界和媒体的沟通,促进科学知识的传播和普及,提高公众对核能安全的认知和了解。

综上所述,核电厂安全运行标准是确保核能利用安全的重要保障。

核电厂应设立严格的人员资格标准,建立完善的安全管理制度,定期进行安全检查和评估,加强与国际核安全机构的合作,并积极开展公众信息公开和科普工作。

核电中级运行(试卷)

核电中级运行(试卷)

中级运行(常规岛部分)姓名:成绩:一、填空题(共80空,每空0.5分,共计40分)1、秦山二期汽轮机是一台、带的汽轮机 ,秦山二期汽轮机工作转速 ,推力轴承位于。

2、GRV系统的气体的置换是利用气体的来实现的,在发电机检修结束后通过中间介质来排除发电机内的而充入。

置换气体合格的标准是:。

3、GCTa系统有个大气排放阀,每条主蒸汽管道上两个。

第一个的压力整定值是,第二个的压力整定值是。

4、CET密封蒸汽的来源有:、。

5、按热力特性分,汽轮机有哪几种型式:凝汽式汽轮机、汽轮机、的汽轮机、中间再热式汽轮机。

6、发电机采用整体全封闭、内部循环、定子绕组、定子铁心及端部结构件冷却、转子绕组气隙取气的冷却方式。

7、APG正常运行时的排污流量在之间,非再生热交换器冷却水为 ,使用非再生热交换器时APG排污的最大流量为:;再生热交换器的冷源为,使用再生热交换器时APG排污的最大流量为:。

8、循环水泵电机转速为。

9、在VVP 系统中每条主蒸气管线上有3台_ 式安全阀,动作定值为:_ 有4台 _式安全阀,定值为:_ 和1个。

10、关于各级抽气用处:高压缸1级后抽汽用于加热和4级后抽汽用于加热7级后抽汽用于加热低压缸2级后抽汽用于加热4级后抽汽用于加热5级后抽汽用于加热6级后抽汽用于加热11、凝汽器的补水调节阀是和。

12、除氧器的加热汽源有、。

除氧器运行方式,压力在 MPa以下是运行,在此压力以上是运行。

13、CRF虹吸破坏阀作用。

CRF设备中鼓形滤网的网板,格栅除污机,闸门为减少海水腐蚀,各种设备外表面涂漆,并用进行保护。

为防止海洋生物繁殖,在及投加溶液。

14、真空泵汽水分离器的功能有:;。

15、设置汽水分离再热器的其目的是,,,。

16、高压疏水扩容器接收的疏水有:;;;;。

17、不凝气体在加热器汽侧内部积聚的危害有:,。

18、100%负荷下,1#低加进口温度大约是,3号低加出口温度大约是,除氧器内部温度大约是,高加出口温度大约是。

核电厂的压空系统运行与异常处理_1

核电厂的压空系统运行与异常处理_1

核电厂的压空系统运行与异常处理发布时间:2021-12-16T07:22:14.658Z 来源:《当代电力文化》2021年26期作者:杜欢[导读] 核电厂压缩空气生产系统(简称SAP)是重要公共系统,为核电厂安全运行提供生产动力气源。

杜欢身份证号码:6529011988****0020摘要:核电厂压缩空气生产系统(简称SAP)是重要公共系统,为核电厂安全运行提供生产动力气源。

某电厂SAP系统涵盖ZC厂房内主空气压缩机和干燥器、核岛电气厂房内的应急空气压缩机和干燥机以及安装在BOP管廊(GB)沟内的压缩空气生产系统管网。

阐述压空相关系统配置及运行,压空故障时对机组状态影响,针对故障提出了相应的处理办法,从而提高运行人员应对压空故障时的处理能力,减少机组瞬态,保证机组安全稳定运行。

关键词:控制技术,核电厂,压空系统引言:核电厂压缩空气生产系统大部分地采用无油螺杆压缩机,具有供气可靠、技术成熟、空气洁净度高等优点。

通过SAR压缩空气分配管网用于核岛、常规岛和外围设备的启动控制器供气,通过SAT压缩空气分配管网供气,以满足所有厂房内动力设施运行和维修的需要。

SAP系统的设计满足两台核电机组正常运行、汽轮机停运时的冷却或干燥、停堆维修期间和安全壳压力试验几种工况的要求。

1.空气压缩机系统概述与工作原理1.1概述SAP的压缩空气由位于压缩机房内的3台压缩机生产。

ZC或管网故障时,启用应急备用压缩机;正常运行时,应急备用压缩机一台热备用(基本负荷),一台冷备用(备用)。

ZC输出能力为供给电厂仪表压缩空气系统和公用压缩空气系统的需求量。

1.2工作原理核电厂的空气压缩机为油润滑,水冷箱式螺杆型空气压缩机,分低压缸和高压缸两级压缩,出口为无油,无波动压缩空气,最大工作压力为10bar,ZC厂房内的每台空气压缩机都封在一个绝热箱内,它主要由空气过滤器、低压转子、中间冷却器、高压转子、后冷却器、电动机、联轴器、齿轮罩、安全阀和控制系统组成。

浅析方家山核电厂失去全部厂外电源时的运行

浅析方家山核电厂失去全部厂外电源时的运行

浅析方家山核电厂失去全部厂外电源时的运行于振强【摘要】针对方家山核电厂失去全部厂外电源的事故工况,本文简要介绍了方家山核电厂厂外电源系统的功能及组成,分析了失去全部厂外电源对方家山核电机组的影响,并阐述了操作员在该事故下所应该进行的退防操作,以避免事故扩大并限制或者减轻事故的后果.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)009【总页数】3页(P112-113,109)【关键词】方家山核电厂;厂外电源;主变;高压厂变;辅助电源系统;柴油发电机组【作者】于振强【作者单位】中核核电运行管理有限公司运行二处,浙江嘉兴 314000【正文语种】中文【中图分类】TM314;TM6230 概述本文简要介绍了方家山核电厂厂外电源系统的功能和组成,并结合作者在担任方家山首批高级操纵员M4阶段模拟机教员的教学实践,主要讨论了机组在失去全部厂外电源情况下的运行以及操作员应该执行的必要退防操作,并初步分析失去厂外电源事故对电站运行的影响,重点关注了失去厂外电源对堆芯冷却等安全功能的影响。

1 方家山核电厂厂外电源系统的功能及组成方家山核电厂连接两路厂外电源,即对每一台机组均有两路厂外电源。

1.1 500kV电力输电线方家山核电厂500kV超高压开关站共有3回出线,并分别与设在不同方位的2个变电站连接。

500kV超高压开关采用GIS设备。

500kV电网保证1、2号机组的发电机输出电能,并保证两台机组正常启动和停止时厂用电设备的供电。

1.2 220kV后备电源辅助厂用电源由一条220kV线路提供核电厂安全停堆所需的功率,为了满足2台机组的负荷要求,在电厂侧设有2台辅助变压器,2台辅助变压器各设一段 6.6kV 母线(9LGR001TB,9LGR002TB),两段母线之间设有联络断路器。

在机组启动和停运时,由超高压电网向厂内用电设备供电。

如果发电机出口母线失压,并且超高压电网向厂内用电设备供电失败或厂用降压变压器故障时,由220kV后备电源经辅变向厂内用电设备供电。

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汽机进汽压力 (窄量程)
+
+
+
+
A 校正
+

变增量环节 + PID
汽水温度
+
+
+
+
PI P<15 % RCM P 4 +平均温度低 A
100 开度
15 %
负荷
RCM
主给水调节阀
旁路给水调节阀
ARE:控制(2)
0.1MPa 水位(%)
12.3
51.6
34
6.1
蒸汽流量(%) 20 100 20 100
ARE:运行(2)
特殊瞬态运行 ——单三冲量切换 ——反应堆紧急停堆 ——主给水隔离:

1.
2.
3. 4.
蒸发器高高水位信号; 安注信号; Tavg低信号与反应堆停堆信号同时; 由控制室发出的手动信号
ARE: 控制
实测水位 蒸汽流量 给水流量 蒸汽压力
汽机进汽压力 (宽量程)
有效的GCT开启 信号
事件序列:



3:38:53,1ARE031VL压缩空气供气管线突然脱落,主给水调节阀 1ARE031VL自动关闭,主给水流量快速下降,1#SG水位快速下降。 3:39:26,1#SG低水位与汽水失配相符合(主给水130 t/h、主蒸汽 1925t/h),触发停堆、停机。两台蒸汽发生器主给水旁路调节阀保持开 启状态,SG水位降低到-1.81m,主给水泵保持运行,流量为268 t/h, 辅助给水泵未启动。 3:44:41,操纵员执行DEC并进入I1规程后进行停堆动作确认。将机 组稳定在热停堆状态。 3:45:32,1#SG水位开始回升。 3:50:55,1#SG窄量程水位升高到-0.49m(1ARE052MN),操纵员 调节给水流量使之稳定。 5:10,1#机组重新达到临界状态,临界棒位:D棒96步、临界硼浓度: 1060ppm。 6:34:52,1#机组重新并网。 12:15,1#机组达到满功率并稳定运行。

4、排污水处理回路。

前置过滤器,001FI或002FI一用一备。 设置两个系列的除盐床回路,每一列串联有一台阳床 (001DE或002DE),一台混床(003DE或004DE)。 每列混床出口设有一个手动流量调节阀(036VL/037VL)和 流量计。 除盐床后过滤器003FI用来滤去除盐过程中树脂碎片。 除盐床设有旁路运行方式。 除盐床通过分接管与9TES和9SED系统相连,可以将废 树脂通过除盐水冲入废树脂箱送固化处理。
三、工艺系统的描述
蒸汽发生器排污系统可以分为: 排污水的收集; 冷却控制; 排污水减压和流量控制; 除盐净化处理系列; 排污水回收或排放。
1、排污水的收集。
蒸汽发生器二次侧的热工水力条件使盐类杂质 的更容易积聚。 蒸汽发生器的管板上侧沿径向对称的布置两根 支管,支管上开有排污孔汇集排污水。 两根排污支管合二为一穿过安全壳,在安全壳 外设排污气动隔离阀APG004/005VL(接受CIA 的B列信号控制)和一个手动流量调节阀 APG007/008VL。
事件调查:



事件发生后对现场设备状况和运行环境及设备的检修情况进行了调查,调查发现: 发生故障的设备是1ARE031VL的压缩空气供气管线的卡套松脱,导致 1ARE031VL失气自动关闭。事件发生后紧急处理时发现导致卡套松脱的原因是 卡套在回装时密封面缠绕了生料带(正常情况在密封面是不用加任何东西的,是 靠锥形面与管道金属紧密配合实现密封的)。在机组投入运行后,由于管道存在 振动(水平方向摆动幅度约1-2mm),从而使卡套在机组投入运行后不到1个月 的时间内松脱,导致本次事件的发生。 相关工作:本次102大修为处理1ARE031VL、1ARE032VL漏水问题对这两个阀 门进行了解体检修。该检修工作属于常规岛全部检修工作的一部分,由淮南电力 检修公司承担,实际检修过程中阀门本体部分检修时由机械队和淮电共同完成, 其他部分的拆卸和回装由淮电独立完成。在我厂维修处对气动阀门的检修工作分 工为机械本体部分由机械队负责,压缩空气及仪控部分由仪控队负责。此工作有 专门的QC人员负责检修后的再鉴定验收工作,仪控QC实施过程中进行了信号、 调节性能(开度调节及线性)、阀门动作情况(是否有卡涩现象)、灵敏度等检 查,机械QC人员对阀门本体检修进行了见证;此工作无QA点。4月4日再鉴定结 果合格。卡套回装时密封面缠绕生料带的情况在QC时无法看到,相关质量计划 无卡套回装部分检查,因为此工作属于常规性基础操作。1ARE031VL的工作许 可证为1PW02105,挂在主隔离票ADT ARE PP下。
下面简图2所示
铜管
卡套内 表面
螺帽
卡套
卡套 卡套
卡套外锥形面, 靠与卡套底座 内环面紧密机 械配合达到密 封作用
卡套
卡套底座,上、 下有螺纹与螺 帽和阀门配合
正常装配方式
事件发生后检查发现 卡套周向缠绕了生料 带导致无法实现对铜 管的压紧作用
经机械人员拆除生料带后 检查卡套未损坏,且当时 未找到备件,于是重新将 原卡套回装

ARE:系统说明

给水调节阀(ARE031、032VL;ARE242、 243VL)



隔离阀 流量测量装置 主给水管道 蒸汽发生器水位测量装置 其他阀门、仪表等
ARE: 运行
正常运行
—— 在正常工况下,ARE系统投入工作,两 个反应堆冷却剂环路都运行。由主给水控制 通道和给水主调节阀门(ARE031、032VL) 来保证主给水流量控制。旁路调节阀全开, 所有的给水隔离阀全部开启。 ——主给水泵的转速控制通道在运行,所有保 护通道投入工作。
2、排污水的冷却。
3、减压和流量控制站。
冷却后的排污水通过一个减压和流量控制站控制排 放. 流量控制站由两根并联的管路组成,每根管路都装有 一个减压、流量控制阀(013/014VL)。 通过就地APG002CR选择其中一根管路在运行,另 一根处于备用或维修状态。 控制阀接受下游压力和流量的控制信号。 超压保护通过安全阀(APG119VL)实现,动作压 力1.6MP。
1、技术规范关于蒸汽发生器排污水水质要求:
(1)放射性活度 任一台蒸汽发生器泄漏量<5 L/h, 通过排污水γ放射性监测通道(KRT002/003MA) 放射性活度增加原因是:一二回路间泄漏增加或反应堆冷却剂放射性 非正常升高。 (2)Na—阳离子电导率 测量阳离子电导率,确定是否因海水进入凝汽器造成的强酸强碱盐含 量(特别是Cl-)。 测量钠的总含量,钠的总含量与强酸和游离苛性钠(碱)形式存在的 钠离子有关。 正常功率运行期间排污水的Na—阳离子电导率关系,共分五个区域: 1区,正常功率运行范围 2区,正常功率运行的允许范围 3区,功率运行限定在一周以内 4区,功率运行限定在100小时以内(30%功率) 5区,立即停堆
核电厂中级运行
ARE/APG
ARE(主给水调节系统):功能
主给水系统(ARE)用来向蒸汽发生器输送经过高 压加热器加热的高压给水。供水量由给水流量控制 系统进行调节,维持蒸发器二次侧水位在一个随汽 机负荷变化所预定的基准值。 ARE系统还用于触发反应堆和汽轮机的保护系统动 作。这些动作包括在RPR系统手册内,它们是: ——蒸发器液位保护动作; ——给水隔离阀快速关闭; ——给水主调节阀和给水旁路调节阀快速关闭; ——电动主给水泵跳闸; ——对未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT)的保护。
事件调查(续)



正常情况下,卡套的安装不需要缠绕生料带。它起到的密封 作用是靠:外部锥形斜面与下部管道内表面的机械配合实现 对外圆周的密封,内部圆环面与铜管外表面之间的密封和紧 箍是靠螺帽的压力使卡套产生向内的压力并与铜管外表面形 成摩擦力达到紧密配合而实现的(铜管插入卡套内)。 实际上在102大修1ARE031VL回装时对卡套缠绕了生料带, 此操作导致螺帽拧紧后锥形外表面和圆形内表面与其配合部 分无法达到紧密配合,在现场运行工况存在振动的情况下, 铜管逐渐松脱而引发压空丧失,导致本次事件发生。 在紧急处理过程中,由于未找到备件且检查卡套未损坏可正 常使用,因此拆除生料带、将铜管有磨损部分(约15厘米) 割掉后重新回装,检查确认回装正常后,机组重新并网并进 入功率运行。
原因分析
原因分析与评价: 本次事件是由于人因失误导致设备故障引发的事件, 从发生故障的设备的功能方面看,停堆、停机是不 可避免的,整个事件的动作过程正确、处理恰当, 但经过分析认为略显不够完整(1ARE032VL是否存 在同样的问题未进行检查)。 直接原因:是1ARE031VL因丧失压缩空气而自动关 闭,导致1#SG低水位与汽水失配符合导致停堆、 停机。现场存在振动的运行环境对造成本次事件提 供了客观条件。

(1)、两种冷却水源: 再生热交换器(APG002RF)由凝结水抽取系统CEX提供冷却水。 非再生热交换器(APG 001RF)由设备冷却水系统RRI提供冷却水。 按照电厂的运行工况确定冷却方式。 (2)、非再生热交换器(APG 001RF)使用的工况: 热试验和临界前试验、热备用工况(凝汽器和凝结水泵不在运行); 从冷停堆启动或从热态到冷停堆的瞬态工况(凝汽器和凝结水泵不在运 行); 再生热交换器(APG002RF)或与之相关的设备处于检修状态时。 机组处于功率运行工况下,投运再生热交换器(APG002RF)。凝结水泵 出口母管提供冷却水,凝结水被加热到149.1℃,返回到给水除氧器给 水箱(ADG001DZ),重新进入给水系统。 蒸汽发生器排污水应冷却低于56℃,防止除盐床高温失效。
立即停堆
500 4区
5区
限于100小时的功率运行(30%功率)
100 3区
限于1星期的功率运行(100%功率)
20 2区
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