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核電廠電儀設備的老化評估篩選

2016-04-26 00:46:55劉文靜謝峰韓勇游洲李朋
科技視界 2016年10期
關鍵詞:核電廠

劉文靜 謝峰 韓勇 游洲 李朋

【摘 要】早期核電廠的設計中,主要從經濟角度確定設計壽命。實際運行經驗表明,核電廠到設計壽命時,主體仍可安全運行。為進一步確定核電廠壽期內及延壽后的安全性,開展了老化管理工作。電儀設備的老化評估篩選是老化管理的重要組成部分。通過對重要度、老化的敏感度和難易度3項指標的綜合評分,篩選出需進一步老化研究和管理的設備清單,以保證在滿足安全性的同時,經濟合理地開展老化研究和管理工作。

【關鍵詞】核電廠;老化管理;電儀設備;篩選

0 引言

1956年,英國CalderHall核電廠投產,標志著核電正式開始商用。早期的核電廠設計壽命是基于投資回報得出的,通常是30年到40年。然而,實際運行經驗表明,超出設計年限后,核電廠主體仍然處于安全可用狀態,滿足安全運行要求,這就使得原有核電廠的延壽成為可能,從而進一步提升其經濟性和環境效益。

核電廠有眾多系統、構筑物和部件(SSCs),因使用材料、功能、使用環境等各種因素的差異,部分設施難以達到電廠的設計壽命,更不可能滿足延壽要求。為了保證核電廠的安全運行,并為延壽工作提供技術保障,核電廠的老化管理逐漸受到重視。

目前,世界范圍內已開展了一些關于核電廠設備老化的研究,其中以美國的研究最為深入。目前比較著名的是GALL(Generic Ageing

Lessons Learned)和IGALL(International Generic Ageing Lessons Learned)。研究的內容既包括老化帶來的SSCs的性能下降,也包括技術、標準和管制要求更新帶來的改進需求。核電廠中,僅設備就數以萬計,如果對所有SSCs均進行老化管理,則工作量十分浩大,既難以執行,也無必要。為保證老化管理工作的有效展開,兼具合理的經濟性,需要借鑒分級的思想,對設備進行老化評估篩選,視具體情況采取不同的老化管理策略。

1 老化評估篩選

1.1 老化管理的基本思想

老化管理,理論上涉及到核電廠的所有系統、構筑物和部件,需要對其定量分析和評價,制定維護、在線監測、試驗、監控、運行、技術支持等與老化密切相關的程序和活動。

核電廠在設計之初,為達到安全性和經濟性的平衡,廣泛采用了以安全為衡量標準的分級思想,根據SSCs對核安全的影響,對其進行核安全分級。這種分級也成為老化評估篩選的主要依據。

在老化篩選中,首先關注安全相關的SSCs,即它們能:(1)保持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性;(2)使反應堆停堆并保持在安全停堆狀態;(3)防止或減少向環境釋放大量放射性的事故后果。核電廠老化管理重點關注安全級別高,老化效應對電廠運行影響嚴重的SSCs,如反應堆壓力容器、蒸汽發生器等。

對于非安全的SSCs,一般不予考慮。但是一些非安全的SSCs,其失效可能會影響安全功能的執行,即安全重要的非安全相關類,則也應篩選出來。

另外一些重要的專項要求也需要考慮,如影響電廠安全的防火(FP)、環境鑒定(EQ)、預期瞬態未停堆(ATWS)以及涉及全廠斷電(SBO)的SSCs也應納入老化管理的范疇。

1.2 老化評估篩選的步驟

老化評估篩選分為兩個步驟和四個判據。第一步是根據系統或構筑物的安全分級篩選,第二步是確定需要開展老化管理研究的設備清單,見圖1:

步驟1:根據系統或構筑物的安全分級篩選

列出全廠的系統清單及其安全分級。如果其與核電廠安全無關,則不需要進一步老化評價和篩選。如果其與核電廠安全有關,則保留,以供進一步篩選。

系統的安全功能在設計時已進行了劃分,此步驟可直接根據設計成果,篩選出的是一份較短的特定系統清單。

步驟2:確定需開展老化研究的設備和部件清單

根據步驟1篩選出的系統清單,進一步列出組成這些系統的設備和部件。因各設備和部件功能、結構、運行方式以及已有的老化管理方式的不同,并非都需要進一步開展老化研究。為此,總結了3個判據,依次進行詳細分析,定量評價,完成進一步篩選。

1)確定設備失效是否會導致系統安全功能喪失,應考慮以下幾個因素:

(1)當部件不能滿足其最低限度性能要求(包括所需的安全裕度)時,認為設備和部件失效;

(2)假定性能劣化是由老化造成的;

(3)根據設備和部件對安全功能的重要性分別考慮;

(4)不考慮設備和部件的多重性或多樣性。

2)確定老化引起的性能劣化是否可能導致設備失效,應考慮以下幾個因素:

(1)將設備和部件的設計壽命作為評價失效可能性的依據;

(2)需考慮當前對設備和部件老化機理的掌握程度;

(3)分析設備和部件失效的工業經驗和電廠運行經驗。

3)分析目前的運行維修方式是否能及時探測到設備的老化引起的性能劣化,應考慮以下幾個因素:

(1)現有的設備和部件工況指標是否適合用于監測老化所致的性能劣化;

(2)現有的技術是否能有效監測這些工況指標;

(3)現有的運行、維護方式是否合適。

步驟2完成后,便完成了設備和部件老化的評估篩選工作,得到了一個量化的用于進一步老化分析的設備清單。

2 方家山核電廠電儀設備的老化評估篩選

2.1 電儀設備老化評估篩選的方法

電儀設備的老化評估篩選在上述步驟的基礎上,進行了進一步細化和補充,從重要性、老化的可能性和難易度三個維度設定了量化評價指標。

2.1.1 重要性得分

重要性得分從安全等級和概率安全評價(PSA)兩方面考慮,各設定3個等級,得分為從高到低依次為3、2、1,選取兩者最高得分作為重要性得分。安全等級主要反映了設備在核安全分級上的重要性,而PSA得分則兼顧了安全重要的非安全相關類設備,這兩類得分依據均可從設計文件中獲得。

2.1.2 可能性得分

老化的可能性得分充分借鑒了國際國內已有的工作成果,評定的依據是經驗反饋和GALL/IGALL是否關注。同類電廠的經驗反饋最具有可比性,定為3分;GALL和IGALL分別是美國核管會(NRC)和國際原子能機構(IAEA)發布的核電廠老化研究報告,系統地介紹了核電廠老化經驗反饋,被報告關注的設備定為2分;來自其它途徑的經驗反饋則定為1分。三類經驗反饋分別評定后,取最大值為可能性得分。

2.1.3 難易度得分

難易度得分主要根據是否能動及壽命長短來考慮。

能動設備或部件:依靠觸發、機械運動或動力源等外部輸入工作的設備或部件,因而能以主動態影響系統的工作過程的設備或部件。能動設備和部件的例子有:泵、風機、繼電器和晶體管等。實際上這一定義只能是比較籠統的(非能動部件的定義也是如此)。某些部件,如某些固態電子器件等,需要對其特性進行專門研究后方可列屬能動部件或非能動部件。能動電儀設備主要有:電機、空壓機、柴油發電機、閥門(主要指驅動頭)、各類傳感器、開關裝置、配電裝置、冷卻風機、晶體管、電池、斷路器、繼電器、變壓器、電源逆變器、電池充電器、電源等。

非能動設備或部件:不依靠觸發、機械運動或動力源等外部輸入工作的設備和部件。非能動設備或部件內一般沒有活動的組成部分,其功能的執行系統在感受到某種參數,如壓力、溫度、流量的變化后完成。此外,基于不可逆動作或變化,又十分可靠的設備或部件,也可劃為這個類別。非能動電儀設備主要有:接線盒、電纜和接頭、電氣貫穿件等。

短壽命:基于鑒定壽命或規定的時間進行周期更換的設備和部件。

長壽命:不是基于鑒定壽命或規定的時間周期進行更換的設備和部件。

對于能動、短壽命的設備和部件,一般其老化管理研究比較充分,有充足的成果和經驗,運行維護中也容易監測到其性能的劣化,因而分值較低。反之,非能動、長壽命的設備和則得分較高,需要進一步研究。非能動長壽命設備和為3分,非能動易老化部件為2分,其余則為1分。

按照上述3項指標的乘積得出綜合值,見圖2。根據綜合值進行分級和排序,得出設備的老化管理分級,為下一步老化管理工作提供依據。結果分為三級,綜合值18-27為一級(關鍵),綜合值為7-17的定為二級(重要),綜合值為1-6的定為三級(一般)。

將篩選初定SSCs按設備類型、材質、運行環境、溫度、老化效應等參數進行歸類,得到老化管理的一、二、三級設備清單。將納入老化管理的設備;逐一進行部件分級并確定出老化管理的重要部件,得到老化管理設備部件清單,完成老化評估篩選工作。

2.2 方家山電儀設備的老化評估篩選結果

按照上述設備老化篩選方法,篩選出滿足執行安全功能\FP\EQ

\ATWS\SBO的系統約占核電廠所有系統的28%,納入老化管理的電儀設備約占全廠電儀設備的9%左右,其中一級設備占5%,主要為電氣接線盒、貫穿件、連接器,二級設備占1%,有部分輻射監測表、堆外核測探測器、柴油發電機等,三級設備占6%,為其他安全相關的機柜、儀表、泵等。對于一級設備需優先關注并制定專門的老化管理大綱,對于二級設備應明確其老化機理,持續關注老化狀態,對于三級設備則應關注業界經驗反饋,必要時進行老化管理審查。

3 總結

目前,國內核電進入了高速發展階段,國內數個機組處于在建或在役狀態,同時也有秦山一廠這樣將要到達設計壽命的電站。鑒于核電廠安全運行和延壽的需要,對設備的老化管理將日益受到重視。本文參考HAD導則和IAEA報告,以設備的核安全分級為基礎,結合設備自身老化特性、已有的運行和維護經驗,制訂了適合我國情況的老化篩選方法,為經濟合理地開展老化工作奠定了基礎。通過在方家山項目上實施的篩選結果看,與國際上重點關注的老化設備類型基本一致。

【參考文獻】

[1]10CFR54,核電廠執照更新要求[S].

[2]HAD 103/12-2012,核動力廠老化管理[S].

[3]HAF J 0068-1998,核電廠安全重要設備老化控制方法[S].

[4]HAD103/11-2006,核動力廠定期安全審查[S].

[5]Methodology for the management of ageing of nuclear power plant components important to safety[R].IAEA Technical Reports Series No.338,1992.

[責任編輯:王楠]

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