FMEA技术在CPR1000机组关键敏感设备维修优化中的应用

结合核电厂维修管理特点形成了简化的失效模式与影响分析即潜在失效模式及后果分析（FMEA）方法,对CPR1000多个机组的关键敏感设备管理（CCM）涉及的设备故障模式、故障影响和维修策略进行了分析,建立了关键敏感设备FMEA数据库。实践证明,该项工作的开展识别出了关键敏感设备未管理到的潜在停机停堆故障模式,发现了关键敏感设备技术文件存在的错误及不一致性,并复核了关键敏感设备清单的正确性和完整性,同时基于群厂运维大数据对众多关键敏感设备维修策略进行了系统性的优化,弥补了关键敏感设备的维修管理不足,减少了不必要的关键敏感设备维修资源投入,对关键敏感设备相关设备管理工作的互助开展,降低核电机组的非计划停机停堆风险有重要参考价值。      

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

基于和睦系统的ACPR1000核电机组保护系统优先级管理系统方案设计

通过梳理DI&C-ISG-04标准和ACPR1000核电机组对优先级管理系统（CIS）的功能要求，参考CPR1000核电机组CIS方案中的经验反馈，分析CIS设计中的诸多难点，提出了一套基于和睦系统（FirmSys）的ACPR1000核电机组保护系统CIS方案。相比CPR1000核电机组，ACPR1000核电机组的CIS方案采用了多种设计手段进行优化，如自主化和国产化设计、更优的防软件共因故障设计、更可靠的在线定期试验设计、模块化及多接口设计、就地功能设计。该设计方案已成功应用于ACPR1000核电机组，运转良好。因此本研究提出的CIS方案切实可行。      

可靠性维修在方家山核电机组的开发与应用

秦山核电一厂方家山核电机组是新建的百万级核电机组,用SRCM方法对系统设备实施可靠性管理,开发了SRCM导则,根据电厂性能指标要求进行了SRCM策划、准备、系统关键及重要性分析、设备关键及重要性分析、设备预防性维修大纲编制。在系统关键及重要性分析中,需要确定系统边界、系统功能、分析系统功能故障的后果。设备关键及重要性分析中,需列出设备、识别设备故障模式、识别设备故障影响及后果,并对设备进行分级、分析关键及重要设备故障原因、进行关键、重要设备维修任务选择,对一般级别的设备规定维修的原则。结合实际应用事例阐述SRCM在新建核电厂的开发与应用经验,并提出了SRCM分析过程中亟待解决的问题。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

海阳核电厂RCM的应用研究

简要介绍海阳核电厂以可靠性为中心的维修(RCM)的应用现状,分析其后续可能的应用领域,包括设备可靠性分级的优化、性能监测及预测性维修大纲的开发、预防性维修大纲的优化、风险重要设备的管理、备件储备的优化等。通过应用RCM能帮助用户制定完善的设备维修管理策略,提高设备可靠性和可用率,降低维修成本。     

CPR1000核电机组事故程序融合方法研究

事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。     

台山核电厂汽轮机仪表控制系统的新特点

第三代中国先进压水堆CEPR核电机组相比第二代CPR1000项目,在核电汽轮发电机的控制、保护、监测系统上首次采用了三代技术,在设备冗余、性能以及逻辑设计上都进行了优化,提高了控制和保护的可靠性。本文通过对比,对三代技术新特点进行了介绍和分析,为系统后续运行和维护提供参考。同时由于后续核电机组也将采用新的系统,本文能帮助同行更快速掌握新系统的特点。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

CPR1000核电机组核功率变化率保护通道研究

介绍CPR1000核电机组核功率变化率(dΦ/dt)修正通道的设置原理以及修正参数的设置方法。并结合实际电厂的相关数据,利用最佳估算瞬态程序CATIA2进行了详细的论证分析。通过分析计算及电厂甩负荷至厂用电试验数据的对比,说明了本文通道修正参数设置的合理性,为后续CPR1000核电机组的参数论证打下基础。     

核电项目前期工作关键路径分析

核电项目前期工作所确定的工程技术方案、合同模式、管理体系以及初步设计是决定核电项目质量、进度、投资的关键.本文以技术成熟、采用自主设计和部件采购模式、建造工期58个月的CPR1000滨海核电站为例,分析了核电项目前期执照申领、设计采购、厂址准备、施工合同招标和施工准备、组织建设等方面工作的关键路径.     

某三代核电机组设备舱门技术特点及维修管理分析

EPR机组的设备舱设计与CPR1000机组有着明显不同,主要由闸门封头、闸门支撑结构、闸门导轨、重型地板组成;设备舱门的提升机构、设备舱门的锁紧方式以及设备舱通道的连接方式较二代机组都是全新的设计,其维修操作方法也就存在差异.为了提高设备可用性,保障设备在机组大修期间能够正常运行,该文通过研究设备舱的基本机构、工作原理...     

Ranking of Deviations from Normal Operation of the Equipment in a Nuclear Power Plant According to the Degree to Which the Equipment Influences the Installed-Power Utilization Factor

The results of an analysis of deviations from normal operation of equipment in nuclear power plants with various types of power-generating units, with these deviations being ranked according to how strongly they affect the electricity underproduction, including in correlation to the year of operation of the power-generating unit, are presented.Because the number of power-generating units studied is large and the period of operation of the units is long (76 reactor-years of operation of VVÉR-440 units, 146 reactor-years for VVÉR-1000, and 110 reactor-years for RBMK-1000 were studied), the results obtained are representative and can be used as initial data for developing an economically substantiated program of technical measures to increase the installed-power utilization factor.     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

CPR1000核电厂蒸汽发生器排污系统频繁隔离原因分析与优化措施

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电厂蒸汽发生器排污系统（APG）在正常运行期间频繁自动隔离,结合此隔离事件运行背景对事件原因进行了分类研究,并对APG进行了相应优化。具体措施为对冷却水温度控制器增加了微分环节并优化了控制参数;对排污水流量控制回路增加了前馈环节以消除扰动;对排污水流量计和压力开关信号下游增加了相应延时环节;对启机阶段运行程序进行了适应性修改。某核电厂实际运行经验证明,优化后的APG运行情况良好,自动隔离事件大幅减少,运行维护成本有效较低。      

关于核电厂可靠性保证大纲的核安全审查探讨

核电厂可靠性保证大纲对于提升设备的可靠性、可用率、可维修性和经济性具有重要作用。在设计阶段,对于风险重要的SSCs进行分析、归类,确定合理可行的可靠性参数指标,并在每一个阶段制定严格的质量控制措施,整体SSCs的累积可靠性会大幅提高,从而电厂的安全性和经济性会不断改善。通过分析当前国内外的可靠性法规要求,结合最新的研究成果和技术见解,整理提出了设计可靠性保证大纲的构成要素,并就大纲的审查问题进行了分析探讨,提出了一些建议措施供监管部门和设计单位参考。      

AP1000核岛主设备锻件性能提高对制造的影响

为了满足AP1000核电站设计寿命60年的需求,核岛设备蒸汽发生器锻件的强度和韧性要求比CPR1000核岛主设备都有所提高,加之尺寸增大,使得AP1000蒸汽发生器锻件的制造难度加大,对其变化认识不够,不仅锻件的产品质量不稳定,而且后序的焊接也可能出现质量问题,文章通过对比分析AP1000核电蒸汽发生器锻件与CPR1000锻件的变化,提出了采取措施的方向。