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        AP1000核電廠應(yīng)急規(guī)程E-0(停堆或安注)的研究

        2016-02-02 13:07:10
        山東工業(yè)技術(shù) 2016年22期
        關(guān)鍵詞:液位信號

        李 洋

        (華能山東石島灣核電有限公司,山東 威海 264312)

        AP1000核電廠應(yīng)急規(guī)程E-0(停堆或安注)的研究

        李 洋

        (華能山東石島灣核電有限公司,山東 威海 264312)

        西屋電氣公司開發(fā)的AP1000技術(shù),是三代核電技術(shù)的代表,該堆型采用重力、熱傳遞、自然循環(huán)等非能動技術(shù)保證安全。在緊急停堆或者安注動作時,操縱員需要根據(jù)應(yīng)急停堆規(guī)程E-0來處理,因此在AP1000技術(shù)體系里,E-0至關(guān)重要,是連接異常處理規(guī)程和應(yīng)急規(guī)程的橋梁和紐帶。通過E-0規(guī)程的處理和診斷,以征兆為導(dǎo)向,判斷是否正常停堆、誤觸發(fā)安注,并診斷是否發(fā)生LOCA、SGTR或者二回路破口,然后跳轉(zhuǎn)至最佳處理規(guī)程進(jìn)一步處理,直至事故緩解,機組穩(wěn)定。

        E-0規(guī)程;AP1000;LOCA;SGTR;二回路破口

        0 引言

        西屋公司(Westinghouse)在AP600的基礎(chǔ)上開發(fā)了AP1000,AP1000是Advanced Passive PWR的簡稱,1000為其功率水平(百萬千瓦級)。核反應(yīng)堆模擬機是一個重要設(shè)備,可模擬出各種各樣事故和工況,用來培訓(xùn)練習(xí)反應(yīng)堆操縱員處理機組事故的能力和水平。在模擬機技術(shù)規(guī)程中,停堆或安注規(guī)程,是AP1000規(guī)程體系中極其重要的組成部分。該規(guī)程在手動或自動觸發(fā)反應(yīng)堆停堆或S信號之后,為確認(rèn)自動觸發(fā)的安全系統(tǒng)和支持系統(tǒng)的響應(yīng)提供指導(dǎo),以評估電站工況,并確認(rèn)合適的最佳恢復(fù)規(guī)程。因此,對E-0的研究,有助于運行人員全面認(rèn)識和把握機組狀態(tài)。

        1 E-0整體分析

        E-0規(guī)程主要分為三個部分:入口條件、主要操作(MAC)、跳轉(zhuǎn)出口。

        1.1 入口條件

        各種入口條件可分為四類:

        (1)通過超過反應(yīng)堆停堆設(shè)定值或必要的條件確定需要反應(yīng)堆停堆。

        (2)通過電站報警和顯示、中子通量儀表、以及控制棒位置指示確定已經(jīng)發(fā)生反應(yīng)堆停堆。

        (3)通過超過S信號設(shè)定值或必要的條件確定需要S信號。

        (4)通過電站報警和顯示確定S信號已觸發(fā)。

        1.2 主要操作(MAC—Major Action Categories)

        主要操作是整個規(guī)程的核心思想和主要思路, E-0規(guī)程主要操作分為三個:

        首先確認(rèn)自動動作是否動作。如果自動動作未動作,操縱員就要手動干預(yù)。比如步驟2中:需檢查停堆斷路器—斷開,如果沒有斷開,則要執(zhí)行右側(cè),手動干預(yù)DAS保證停堆。

        其次,操縱員要診斷事故,是誤停堆、誤觸發(fā)S信號,還是發(fā)生正常停堆、LOCA、SGTR、二回路破口。根據(jù)診斷出的事故,跳轉(zhuǎn)到合適的處理規(guī)程進(jìn)行事故處理。

        最后,當(dāng)某個事故處理后,會回到E-0繼續(xù)循環(huán)診斷,判斷是否發(fā)生其他事故。

        1.3 跳轉(zhuǎn)出口

        E-0是一個診斷事故的規(guī)程,不能處理事故,需要根據(jù)規(guī)程指導(dǎo)跳轉(zhuǎn)到事故處理規(guī)程進(jìn)行處理。比如發(fā)生SGTR,在E-0中會根據(jù)SGTR的現(xiàn)象和征兆診斷出來,然后跳轉(zhuǎn)到SGTR(E-3)規(guī)程處理。

        2 E-0處理流程

        只要發(fā)生停堆,就要進(jìn)入E-0按規(guī)程、按步驟處理。其核心思想是首先確認(rèn)停堆正常,其次診斷發(fā)生什么事故,然后跳轉(zhuǎn)至合適的最佳恢復(fù)規(guī)程——LOCA、SGTR還是二回路破口,最后在E-0或者其他規(guī)程保持反應(yīng)堆安全,機組穩(wěn)定。

        2.1 停堆后確認(rèn)自動動作

        停堆或安注情況下,操縱員進(jìn)入E-0規(guī)程。確認(rèn)停堆停機之后,操縱員檢查是否S信號出現(xiàn)或應(yīng)該出現(xiàn)。

        停堆和安注S信號觸發(fā)后的主要自動動作有:停堆斷路器斷開、中子通量降低、汽輪機主汽門和主調(diào)門關(guān)閉、S信號顯示已觸發(fā)等。

        如果上述自動動作未動作正常,操縱員就應(yīng)該手動干預(yù)。

        2.2 故障診斷

        E-0確定停堆或安注動作正常響應(yīng)后,就開始診斷故障。在核電站中,經(jīng)常發(fā)生的故障有一回路破口LOCA、蒸汽發(fā)生器傳熱管破口SGTR和二回路破口。

        許多參數(shù)在反應(yīng)堆冷卻劑喪失、二回路冷卻劑喪失和蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂時的表現(xiàn)相似。例如在三種情況下反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)的壓力都降低。用于診斷三種主要事故類別是通過失效時最有代表性的征兆。判斷二回路破口是通過二回路壓力不可控降低或任一蒸汽發(fā)生器完全失壓。判斷一回路向二回路泄漏是通過二回路放射性異常。判斷一回路冷卻劑泄漏至安全殼是通過安全殼壓力、地坑水位或放射性異常。

        如果初始征兆不能診斷事故,檢查其它征兆。如果初始沒有發(fā)現(xiàn)失效,操縱員將重復(fù)診斷步驟直到觀察到失效或者滿足終止非能動安全系統(tǒng)的準(zhǔn)則。針對這三種典型的故障,分別有響應(yīng)的判據(jù)診斷。

        2.2.1 一回路破口

        一回路破口分為大破口和小破口。大破口會引起一回路壓力下降而觸發(fā)ADS123級動作。所以ADS123級動作,是一種判據(jù),表明肯定是發(fā)生大破口。小破口,ADS123級不會觸發(fā),需要通過其他參數(shù)判斷。發(fā)生小破口時,一回路冷卻劑進(jìn)入安全殼,必定引起安全殼壓力升高、濕度升高、放射性升高、地坑液位升高,因此上述現(xiàn)象可作為小破口的判據(jù)。

        2.2.2 二回路破口

        二回路發(fā)生破口,蒸汽大量流失,造成蒸汽發(fā)生器泄壓、甚至完全失壓,該現(xiàn)象作為判據(jù)。

        2.2.3 SGTR

        發(fā)生SGTR,一回路放射性進(jìn)入二回路,可能對二回路和外部環(huán)境造成放射性污染。二回路蒸汽管線和排污管線設(shè)置有放射性監(jiān)測器,如果檢測到放射性,說明發(fā)生SGTR。另外,當(dāng)蒸汽發(fā)生器液位不可控上升,表明一回路冷卻劑正在通過破口的傳熱管進(jìn)入二回路,也可作為SGTR判斷依據(jù)。

        2.3 跳至最佳恢復(fù)規(guī)程

        發(fā)生停堆或安注事故后,在E-0進(jìn)行簡單的處理并事故診斷,之后根據(jù)具體事故跳轉(zhuǎn)到合適的恢復(fù)規(guī)程來處理相關(guān)事故。

        對于每一項可能發(fā)生的事故,或者疊加事故,在E-0規(guī)程診斷出來后,會跳轉(zhuǎn)到最佳恢復(fù)規(guī)程,處理序列如表1。

        表1

        3 淺析E-0規(guī)程關(guān)鍵操作

        在E-0規(guī)程執(zhí)行過程中,有若干個十分關(guān)鍵的步驟,這些步驟的執(zhí)行與否、判斷正確與否,直接關(guān)系到整個故障處理的走向。

        3.1 步驟2——檢查反應(yīng)堆已經(jīng)停堆

        必須確認(rèn)停堆以確保RCS熱量僅來自衰變熱和RCP熱量。事故期間保護(hù)電站的安注系統(tǒng)的設(shè)計是假設(shè)只有衰變熱進(jìn)入RCS。如果仍然沒有停堆,轉(zhuǎn)至FR-S.1(裂變功率產(chǎn)生——ATWS響應(yīng))以處理未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)工況。

        為了提供決定反應(yīng)堆是否停堆的符合準(zhǔn)則,紅色通道的F-0(次臨界狀態(tài)樹)值在RNO進(jìn)行說明。如果中子通量不小于5%,反應(yīng)堆沒有停堆并且轉(zhuǎn)至FR-S.1以緩解事故是適用的。

        3.2 步驟4——檢查安注S信號已觸發(fā)

        操縱員應(yīng)該檢查是否已經(jīng)觸發(fā)S信號或者是否只是單獨觸發(fā)停堆信號。操縱員也應(yīng)評價是否需要觸發(fā)S信號但是卻沒有觸發(fā)(例如:低穩(wěn)壓器壓力S信號被閉鎖并且RCS壓力快速持續(xù)下降)。如果不需要觸發(fā)S信號,操縱員轉(zhuǎn)至規(guī)程ES-0.1(停堆響應(yīng))。這一步的目的是檢查S信號觸發(fā)而不是收到S信號的特定設(shè)備的響應(yīng)。

        3.3 步驟24——檢查蒸汽發(fā)生器液位大于26%或PRHR流量大于175m3/h

        收到S信號時,安全相關(guān)PRHR熱交換器出口調(diào)節(jié)閥打開。最小顯示流量的出現(xiàn)確定PRHR是否投運以提供安全相關(guān)余熱排出。如果PRHR未投運,啟動給水提供非安全相關(guān)余熱排出。如果沒有建立充分的余熱排出,必須轉(zhuǎn)至FR-H.1(熱阱喪失響應(yīng))以建立替代的給水水源或替代的熱阱。

        3.4 步驟33——執(zhí)行F-0(關(guān)鍵安全功能狀態(tài)樹)

        這一步給出明確指令監(jiān)測狀態(tài)樹。確認(rèn)自動動作之后設(shè)置這條指令確保電站設(shè)備運行正常。這些步驟在檢查狀態(tài)樹之前執(zhí)行,因為安全設(shè)備的正常運行是防止或糾正對關(guān)鍵安全功能造成沖擊的首要手段。由于設(shè)備故障對關(guān)鍵安全功能的任何極端沖擊會被指引至明確的在E-0確認(rèn)自動動作步驟之外的瞬態(tài)。

        3.5 步驟34——檢查SG二次側(cè)壓力邊界完整性

        SG壓力不可控降低或完全失壓(接近安全殼或大氣壓力)表明二次側(cè)壓力邊界喪失。使用E-2(故障蒸汽發(fā)生器隔離)執(zhí)行隔離。

        3.6 步驟35——檢查SG傳熱管完整性

        汽輪機廠房排風(fēng)放射性異常、SG排污放射性、或主蒸汽管線放射性表明一次側(cè)至二次側(cè)泄漏。由于SG液位的不可控上升,故障SG也可能很明顯。應(yīng)對蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)的最佳恢復(fù)參見E-3(蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂)。

        3.7 步驟37——檢查RCS一回路壓力邊界完整性

        安全殼放射性、壓力或液位異常表明安全殼內(nèi)高能管線破裂。由于之前步驟已經(jīng)確認(rèn)SG沒有故障,則一定是RCS破口。對于小破口,一段時間內(nèi)安全殼壓力和液位可能不會增加;但是安全殼放射性是明顯的。在RCS破口時使用E-1(一回路或二回路冷卻劑喪失)。

        3.8 步驟43——檢查是否應(yīng)該觸發(fā) ADS第 1-3級

        如果操縱員已經(jīng)執(zhí)行到這一步,則可能仍舊需要非能動安全系統(tǒng);因此操縱員檢查是否應(yīng)觸發(fā)自動降壓系統(tǒng)(ADS)。如果CMT液位不能維持在第一級ADS觸發(fā)設(shè)定值以上或RCS熱管段液位低,則需要觸發(fā)ADS。如果需要觸發(fā)ADS,則操縱員使用追加規(guī)程ES-1.3(自動卸壓系統(tǒng)1至3級觸發(fā)響應(yīng))確保前三級ADS已經(jīng)正常運行。第一級ADS初始觸發(fā)之后,分別經(jīng)過各自的時間延時,第二級和第三級ADS分別被觸發(fā)。

        4 結(jié)論

        目前國內(nèi)除了海陽和三門正在建設(shè)AP1000機組,后續(xù)將有多個廠址開工。因此,對該技術(shù)類型核電的運行規(guī)程的研究,很有意義。在所有規(guī)程中,由于E-0規(guī)程處理是核電模擬機培訓(xùn)最重要的,所以每一步的執(zhí)行都關(guān)系事故走向和機組穩(wěn)定,是核反應(yīng)堆事故工況分析和研究的最佳參考依據(jù),因此對該規(guī)程的研究和學(xué)習(xí),能夠極大提升對整個規(guī)程體系的理解能力,也有助于理解AP1000非能動技術(shù)的理念。

        [1]劉立欣,鄭利民,周全福.AP1000核電廠典型的運行瞬態(tài)分析[J].核技術(shù),2012,35(11).

        [2]Westinghouse Electric Co. LLC.APP-GW-GEE-286.

        [3]王照,匡紅波,卜江濤,趙福宇. AP1000堆芯動態(tài)仿真程序開發(fā).《核動力工程》, 2014(3):173-176

        [4]Westinghouse規(guī) 程 文 件 .Emergency Operating Procedure. REACTOR TRIP OR SAFEGUARDS ACTUATION.

        [5]章旋,茆榮,曹建亭.核電站全范圍模擬機關(guān)鍵技術(shù)探討[J].熱力發(fā)電,2011,40(01):16-18.

        10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.22.138

        李洋(1988-),男,助理工程師,主要從事壓水堆運行與控制工作。

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