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診斷實驗系統在AP1000核電廠中的應用

2015-12-02 23:49:11董延濤鄭長建
科技與創新 2015年22期
關鍵詞:核電廠

董延濤++鄭長建

摘 要:診斷實驗系統作為AP1000典型工藝系統的縮影,是一套涉及機、電、儀多專業的實驗裝置。因此,介紹了診斷實驗系統的軟、硬件組成和啟動調試過程,以及系統調試過程中工作人員的經驗反饋。

關鍵詞:診斷實驗系統;Ovation系統;核電廠;壓水堆核電技術

中圖分類號:TM623 文獻標識碼:A DOI:10.15913/j.cnki.kjycx.2015.22.105

1 AP1000技術

AP1000非能動先進壓水堆核電技術由美國西屋公司研發,在傳統的壓水堆核電技術的基礎上,引入了安全系統非能動理念,大大降低了發生人為錯誤的可能性。在設計中,采用了非能動的嚴重事故預防和緩解措施,簡化了安全系統配置,大幅度減少了安全級設備(包括核級電動閥、泵和電纜等)和抗震廠房,取消了1E級應急柴油發電機系統和大部分安全級能動設備,明顯降低了對大宗材料的需求,提高了系統的安全性和經濟競爭力。

2 診斷實驗系統

診斷實驗系統的設計和實施過程與AP1000技術采用同一套規范體系,其在一定程度上屬于AP1000典型工藝系統的縮影。由于此實驗裝置具有獨立、靈活和可控等特點,工程人員可利用此系統進行AP1000系統設計、實施和調試等各個階段的模擬訓練;在電廠投運后,運維人員還可根據AP1000系統的運行情況設計工況系統故障診斷模式和運維訓練模式。

2.1 工藝系統簡介

海陽核電診斷實驗系統的運作流程為:兩臺一用一備的離心泵使工質在投箱與噴淋箱間循環。通過對噴淋箱的簡單設置,系統可模擬噴淋箱的液位控制、壓力控制和管道流量調節等多種運行模式。

為了使實驗平臺更加接近實際電廠,系統配備了AP1000典型電動/氣動控制閥、電磁閥、壓力、流量和液位儀表,并在離心泵上安裝了型號相同的震動監測系統,為模擬仿真各種AP1000系統工況提供了硬件支持。

2.2 控制系統簡介

診斷系統的儀控架構如圖1所示,DCS系統采用Ovation 3.3(Windows系統),包括Ovation控制柜、工業以太網交換機、系統服務器、歷史服務器和多臺全功能工作站。現場儀表和控制閥主要通過標準I/O卡件(HART、SOE、繼電器輸出卡)與控制器通訊;馬達控制柜通過Ovation專用的Profibus卡件與控制器通訊;離心泵的震動監測系統通過交換機與Ovation系統進行Modbus通訊。

3 AP1000的調試過程

AP1000的現場調試過程分為以下4個階段:①安裝試驗。主要驗證設備在運輸或安裝過程中沒有損傷。試驗包括檢查電纜的導通性、絕緣、設備供電、設備接地和儀表接地等。②單體試驗。包括該系統各項設備與圖紙文件的對照檢查、設備的初步試驗、檢測設備和功能組件的運行情況。具體包括設備首次上電、DCS與現場設備的信號回路檢查、畫面顯示與現場設備的一致性檢查(斷路器的觸點位置、負載電流讀數、閥門開度、閥位反饋)、儀表校準、閥門行程時間測試。此外,泵、電機的特性驗證等也在此階段進行。③預運行試驗(A階段)。用于驗證系統、設備和功能組件的運行情況。試驗包括水壓試驗、測試流體引入后泵設備的啟動、動力沖洗、交直流供電系統的功能驗證和儀控系統控制邏輯、聯鎖、整定值和報警等的驗證等。對于某些涉及多系統的試驗,需要專門的預運行試驗程序,且在各項工況條件滿足后進行。④啟動試驗(B階段和C階段)。啟動試驗在預運行試驗后進行,分為裝料、初次臨界、低功率試驗階段(B 階段)和功率提升試驗階段(C 階段)。試驗用于驗證機組運行是否在技術規格書規定的限值范圍內,并獲取控制和保護核電廠所需的數據,同時,驗證設施在正常、穩態和預期運行中能否按要求運行。

圖1 海陽核電診斷實驗室儀控架構圖

4 系統應用

目前,海陽現場工程師已結合AP1000工程實際開發了多個訓練項目,比如針對儀控專業開發了包括DCS系統(Ovation 3.3)訓練、典型儀表的調試訓練和振動監測系統調試訓練,針對電氣專業開發了馬達控制中心調試訓練,針對機械專業開發了典型閥門、泵設備調試訓練等。

在培訓過程中,設計了與AP1000工程一致的工作環境,為學員設定了各種角色,并由學員親自操作。此外,還注重培養學員的核安全意識。

5 結束語

診斷實驗系統的設計、實施和調試啟動過程濃縮了AP1000非安全系統的工作過程,參與此系統調試的現場工程人員獲得了大量的經驗反饋,為AP1000調試提供了重要的借鑒。經過診斷實驗系統培訓,學員提前掌握了AP1000工程技術,培養了其良好的工作態度,為AP1000工程建設進度提供了重要保障。由于此系統擁有獨立、靈活和可控的特點,未來,工程或運維人員將模擬更多的工況開展AP1000系統故障診斷和運維訓練,從而進一步挖掘此系統的潛力。

參考文獻

[1]林誠格.非能動安全先進壓水堆技術核電技術[M].北京:原子能出版社,2010.

〔編輯:張思楠〕

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