基于霍尔模型和精细化管理理论的核电厂运行移交接产管理创新与实践

核电厂移交接产的安全和质量对于核电机组按期投产与高效稳定运行起到决定性的作用,而核电厂运行人员在移交接产阶段的介入是核电厂的普遍难题,许多电厂由于核电厂运行人员在移交接产阶段的参与不到位,造成后期系统的移交问题过多,严重地影响了核电工程建设的安全和质量。漳州核电运行处以系统工程霍尔模型和精细化管理理论为基础,通过建系统化培训体系、标准化接产体系、敏捷化提升这三个方面入手,形成了一套具有漳州核电特色的移交接产管理方法,有效地解决了运行人员移交接产阶段介入的难题,助力漳州核电成为核电领域移交接产的标杆项目,为后续“华龙一号”的批量化建设形成示范。     

方家山核电厂火灾频繁误报警原因分析及策略

火灾报警系统是核电厂消防系统的重要组成部分,运行人员通过火警主机CRT及DCS二层报警系统判断现场是否出现火警情况,火灾报警系统的可靠性决定了机组运行是否存在潜在火灾风险.本文阐述了方家山机组运行以来,对"方家山火灾频繁误报警"的报警进行分类统计和原因分析,针对典型的、占比较高的缺陷类型制定了应对策略,并对相关的优化改...     

CPR1000机组全厂断电事故后备模式研究

与法国 CPY 机组相比,CPR1000 机组辅助给水系统 (ASG)和水压试验泵汽轮发电机组(LLS)进行了设备换型,其运行参数和驱动方式相应改变,与之相关的全厂断电事故后备模式存在优化空间.本文通过分析全厂断电事故后果及处理策略,制定后备模式确定原则,提出 CPR1000 机组全厂断电事故后备模式参数优化方案.分析...     

群堆模式下核电厂采购分工模式精细化管理的探索与实践

核电厂群堆管理模式已成为我国发展核电的主要趋势,由于群堆模式下堆型复杂、机组数量多、运行状态不同等因素,电厂的采购工作存在采购量大、物资种类复杂、市场供应条件差异大等难点,加之新时代下更加多元的市场环境,如何规范、高效、专业地开展群堆模式下的物资服务保障工作,将是今后采购工作的重点。采购管理的精细化是新形势下采购工作的主要目标,通过采购分工模式作为出发点,以秦山核电为研究对象,探索多机组、多堆型的群堆模式下采购的分工模式,在采购分工模式方面提出了机构重组、流程再造、发挥专业化优势、强化供应商管理等的分段式采购模式,优化了采购流程、提高了采购效率。     

核级大口径节流阀阀座裂纹产生原因分析及处理

国内某核电机组大修期间,维修人员检查发现停堆冷却系统两台核2级大口径节流阀阀座密封面存在贯穿性裂纹。本文通过对阀座裂纹外貌观察、阀座受力分析、结合阀门运行工况分析裂纹产生的原因,并制定有效的阀座裂纹缺陷处理方案,通过密封面司太立合金在线堆焊处理,恢复了阀门密封功能,保证机组安全稳定运行。     

核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。     

华龙一号安全壳厂房排放源项估算模式的构建思考

研究了M310机组及AP1000的安全壳厂房的气载流出物排放源项模式,分析了华龙一号安全壳厂房空气净化系统、小扫气运行和大扫气运行及相关系统的运行方式,结合相似电厂的运行经验,给出了华龙一号安全壳厂房气态流出物排放源项的数学模式的构建方案及过程,依据虚拟电厂设计参数和经验参数,计算了三种模式下的排放源项估算结果,分析了不同模式的估算结果的差异原因,给出了模式选取建议和其他合理化建议。     

CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究

福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(Station Blackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。     

AP1000反应堆控制系统特点分析

通过对核电机组常见的控制模式以及AP1000采用的控制模式的介绍,总结出各种模式的优缺点,并分析AP1000所采取的控制模式的先进性,对三门核电厂首台机组及后续机组的运行控制模式提出建议;还结合AP1000反应堆功率控制系统的特点,对在正常运行期间可能遇到的问题加以分析,并提出相应的对策.     

AP1000机组停堆运行

西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。     

重水堆核电机组空气中的氚监测系统运行经验

重水堆核电(CANDU)机组中空气中的氚监测系统作为机组重要系统,在电站运行、辐射防护、人员剂量控制、机组安全方面发挥着不可替代的作用。随着CANDU机组服役时间的增长,原系统功能下降,不能完全满足现场生产需要;经过公司重新规划后对原系统进行了整体升级,目前,新系统功能良好。但是,由于国内缺乏大型电站测氚布局的经验,前期设计过程中存在一些难点痛点,亟待解决。随着该系统的投用,维修部门通过自主研发专利,开发专用工具,开发软著,对投用后的系统功能进行完善,旨在将系统的功能最大化。     

压水堆核电厂瞬态试验工况下调硼量分析及其操作应用

中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬态试验过程中功率控制棒(G棒)、温度控制棒(R棒)、功率变化、氙毒变化等引起的反应性变化,并依据当前硼浓度及其微分价值,分析计算得到所需硼浓度变化量及试验过程中所需硼稀释量,并根据计算结果为运行人员制定合适的机组控制策略。调试过程及试验结果表明,研究分析硼稀释量能够显著降低机组控制风险,提高机组运行质量,获得良好的经济效益。     

秦山核电厂汽水分离再热系统调试及投运

本文简要地介绍了秦山核电厂300MW汽轮发电机组汽水分离再热器(MSR)系统及其监控(再热温度控制器——RTC_5)系统的调试、投运等。RTC_5系统的调试主要包括MSR系统与RTC_5系统间的输入、输出接口检查试验和自动控制模式试验。在完成手动控制试验后,进行了机组冷态启动、热态启动、线性运行、基本负荷和低负荷运行、机组解列、MSR切除、热电偶故障/恢复以及显示方式等自动控制模式试验,并确认都正常以后作MSR系统投运试验,且提出投运的注意事项及简要程序。从机组负荷在50%额定功率运行时的参数可以看出MSR系统的去湿和再热效果是很显著的。     

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。     

M310及改进型机组运行阶段共性问题研究

M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M310型核电厂设计类和运行类共性问题共46项,并给出了这些问题存在的方面和系统。对M310型机组的共性问题进行总结为核电厂的运行和监管提供有益的参考。     

核电厂给水流量调节阀开度增大的原因分析与处理

在方家山M310核电机组的运行中,发生了主给水流量控制系统调节阀开度增大的十大缺陷,影响了机组的稳定运行.此文针对方家山主给水系统给水流量调节阀开度增大的问题,通过运用系统分析和对阀笼结垢的分析计算,查找出了引起该阀开度增大的原因,并针对性地提出了后续的处理方案,制定了阀笼化学清洗的工艺并研发了专用工具,解决了此项技术...     

田湾核电站3、4号机组控制棒驱动机构的设计改进研究

分析田湾核电站1、2号机组控制棒驱动机构(CRDM)存在的不足,制定3、4号机组CRDM的设计改进方案。并采用计算和试验方法论证设计改进的可行性,为有效提高3、4号机组CRDM的设备可靠性和核电厂运行的经济指标、增强市场竞争力奠定基础。     

福清核电1号机组辐射控制区的建立难点及应对优化措施

辐射控制区建立作为机组装料的必要条件之一,是辐射防护部门从调试生产准备到接产运行的一项重要工作。本文概述了控制区建立的基本要求,着重从“出入口的改造和投运”、“控制区边界门验收”、“核岛控制区实体隔离建立”、“核清洁控制区建立与管理”等4个方面介绍福清核电1号机组控制区建立过程中与工程建设相关的工作,针对其中的工作难点和应对优化措施进行分析和总结。     

AP1000 DWS系统供水设计问题分析及改进研究

文章对三门核电1号机组除盐水输送和储存系统(DWS系统)在系统向用户供水时出现的问题进行分析,并提出了三种改造方案,通过分析三种方案的可行性及优缺点,提出了机组运行期间改造的建议,为核电厂DWS系统的调试、运行及后期工程提供了参考和借鉴。     

安全相关泵组小流量定期试验验收准则的改进研究

针对压水堆机组安全相关泵组小流量定期试验时泵较长时间运行的问题,分析安全相关泵组小流量定期试验设计原理和稳定时间判据的选择,指出目前稳定时间判据存在的问题;参照ASME-OM标准和机组运行实践,提出该定期试验的解决方法和改进方案。以CPR1000机组ASG电动辅助给水泵小流量定期试验为例,给出改进方法和方案。本文的研究对于改进定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。