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AP1000与传统核电厂紧急停堆功能对比

2024-04-03 来源:步旅网
2015年第7期(总第118期) ENERGY AND ENERGY C0NSERVAT10N 红;吞与 钍 2015年7月 AP1 000与传统核电厂紧急停堆功能对比 李 方 栋 (三门核电有限公司,浙江三门317112) 摘要: 对 ̄APIO00与秦山一期、二期核电厂紧急停堆信号,探讨AP1000在紧急停堆信号设置上的优点及其可优化之处。 关键词: APIO00反应堆紧急停堆信号;停机不停堆;紧急停堆信号对比 中图分类号:TL362 文献标识码: A 文章编号: 2095—0802一(2015)07—0072—02 On the Emergency Shut-down Function Comparison of AP1000 and Traditional Nuclear Power Plants LI Fangdong (Sanmen Nuclear Power Co.,Ltd.,Sanmen 31 71 1 2,Zhejiang,China) Abstract:This paper compares the reactor trip signals of APIO00 plant with that of Qinshan Nuclear Power Plant Phase I/II.By doing this,we can find the advantage and possible shortcoming of the AP1000 plant reactor protection system. Key words:AP1000 reactor tip signals;trurbine trip without a reactor trip;reactor trip signals comparison 0 引言 AP1000保护和安全监控系统(PMS)正常响应是保 证反应堆安全的必要条件。保护和安全监控系统为电 表1 AP1000与秦山一期、二期核电厂紧急停堆信号对照表 信号 AP1000 秦山 泰山 信号 AP100O 秦山 秦山 一期 二期 一期 二期 源量程中子通 有 量高 中间量程中子 有 通量高 功率量程高中 子通量低设 有 定值 功率量程高中 子通量高设 有 定值 有 有 主泵母线 无 低频率 有 有 稳压器压 有 力高 有 有 稳压器水 位高 有 有 无 有 有 厂在非正常状态时提供监视,并在必要时触发合适的 安全相关功能,使反应堆达到并维持在安全停堆状 态。反应堆紧急停堆是保护和安全监控系统的重要功 能之一。 有 有 1 AP1000与传统核电厂紧急停堆信号的对照 表1为AP1000核电厂紧急停堆信号与秦山一期、 SG液位 有 有 低2 SQ充量失 有 有 有 二期核电厂紧急停堆信号的对比。 通过对比可以发现三者之间相同的信号居多。 AP1000特有的非能动专设安全设施动作而触发的紧急 停堆对秦山一期、二期核电厂不适用。同时AP1000与 传统核电厂在信号设置上有其它不同之处。 功率量程中子 通量正变化 有 率高 功率量程中子通 无 量负变化率高 0P△ 0T△ 有 有 有 有 配与S0_K 无 位低 有 有 SG液 有 位高 有 有 安注驱动 有 远方停堆 有 有 站手动 信号 有 有 无 有 有 有 有 有 2 AP1000紧急停堆信号主要区别分析 2.1 取消功率量程中子通量负变化率高紧急停堆信号 束或多束控制棒掉落事件是核电厂中等频度事 一有 稳压器压力低 有 冷却剂流量低 有 主泵转速低 有 主泵轴承水温 有 度高 有 有 汽机停机 无 有 有 ADS动作 有 有 有 CMT动作 有 无 无 PRHR动 作 有 有 NA NA NA NA NA NA 件,在传统核电厂中,中子通量负变化率高紧急停堆 信号可以在出现一束或多束控制棒落棒时为反应堆提 收稿日期:2015—04—27 有 主泵断路器跳闸 无 主泵母线低电压 无 有 有 安全壳隔 无 离/喷淋 有 无 无 有 作者简介:李方栋,1982年生,男,山东泰安人,2005年毕业 于哈尔滨工程大学机械设计制造及其自动化专业,工程师。 ・72・ 2015年第7期 李方栋:AP1000与传统核电厂紧急停堆功能对比 2015年7月 供保护,避免落棒影响,导致堆芯功率畸变,引起局 部功率峰因子过高,损坏堆芯。在秦山一期、二期核 电厂保护逻辑中都设置该信号,如秦山一期核电厂在 功率量程中子通量负变化率过快时,保护系统首先闭 锁提升控制棒,避免落棒期间因提棒导致功率畸变和功 率超调,经过延时后,如当前实测核功率与之前贮存功 率差值大于定值则会产生紧急停堆信号,但AP1000取 消了该紧急停堆信号。 2.1.1 AP1000无需设置中子通量负变化率高紧急停堆 信号 根 ̄AP1000最终安全分析报告技术规格书的要求: a)当一束控制棒落棒时,如果当在线功率分布监 视系统(OPDMs)可运行时能在8 h内恢复控制棒的 布置,或当OPDMS不可运行时能在1 h内恢复控制棒 的布置,那么电厂可以没有限制地继续运行; b)在出现一束以上控制棒落棒(不是由快速降功 率系统触发的落棒)时,需要在1 h内确认停堆深度 满足要求,并在6 h内进入模式3; c1对于由于快速降功率系统触发导致多于一束控 制棒落棒的情况,在OPDMS可运行时要求6 h恢复落 棒到失步极限内,在OPDMS不可运行时要求2 h内进 入模式3。 因此,无论OPDMS是否可运行,AP1000反应堆 都可以接受一束控制棒落棒冲击而无需紧急停堆。 AP1000事故分析表明,对于同一子组任意一束或多束 控制棒掉落,计算得到的最dxDNBR满足反应堆热工 水力设计要求,所以反应堆无需停堆也可满足安全分 析中的初始假设,因而AP1000无需设置功率量程中子 通量负变化率高紧急停堆信号。 2.1.2 AP1000不能设置中子通量负变化率高紧急停堆 信号 为响应汽轮发电机机甩负荷事故,AP1000设置了 快速降功率系统。对快速甩负荷工况应采取快速降低 核功率的方式,使热功率下降到蒸汽排放系统可以应 对的水平。快速降功率系统触发后,选定的若干组停 堆棒组跌落至堆芯,反应堆功率快速下降,最大可快 速降低50%额定功率。在这种情况下如果AP1000设置 了功率量程中子通量负变化率高紧急停堆信号,由于 中子通量快速降低,会导致紧急停堆误动作。 2.1.3不设置中子通量负变化率高紧急停堆信号的合 理性 通过分析技术规格书和事故结果可以得出AP1000 反应堆可以接受控制棒落棒冲击无需紧急停堆。而且 由于AP1000反应堆设置了快速降功率系统,如果设置 “功率量程中子通量负变化率高”紧急停堆信号将会 造成紧急停堆误动作,因此取消“功率量程中子通量 负变化率高”紧急停堆信号是必要的。 2.2 AP1000取消汽机停机紧急停堆信号 2.2.1秦山一期二期核电厂汽机停机紧急停堆信号 设置 一般在安全分析中都保守地不考虑“汽机停机” 紧急停堆信号,但是汽机停机引起的反应堆停堆提供 了附加保护和保守性。因此,秦山一期、二期核电厂 都设置了汽机停机触发紧急停堆保护信号。 秦山一期核电厂汽机停机引发紧急停堆联锁信号 为P7(核功率大于10%或汽机功率大于10%)。P7存在 时,即核功率或汽机功率大于10%时,汽机紧急停机 将导致反应堆紧急停堆。秦山二期核电厂的紧急停堆 联锁信号更复杂。当P16存在(核功率大于30%)时, 如果汽机紧急停机且凝汽器不可用,那么立即触发紧 急停堆;如果凝汽器可用,延时1 s后,汽机旁排系 统仍无动作,那么触发紧急停堆。 2.2.2 AP1000取消汽机停机紧急停堆信号可能导致的 问题 AP1000并未设置汽机停机紧急停堆信号。在汽机 旁排系统可用时,满功率下汽机紧急停机后,额定负 荷中的50%由快速降功率系统补偿,40%由汽机旁排 系统排放,10%由棒控系统补偿,大气释放阀补偿约 13%,可以满足功率分配的要求且还有13%的裕量, 因此主蒸汽安全阀无须动作。但是,如果在汽机紧急 停机的同时汽机旁排系统被闭锁,或汽机旁排系统出 现拒动故障时,都会导致40%的负荷无法释放,这种 情况下,汽机满功率紧急停机的瞬间,将有约27%额 定功率的能量无法释放,主蒸汽安全阀将会开启。 在停机不停堆情况下,需进入异常运行规程 AOP332(停机未停堆)。在AOP332中要检查主蒸汽安 全阀状态,如果已开启,那么需要手动紧急停堆。在 出现满功率紧急停机且汽机旁排系统不可用的情况 时,虽然不会自动紧急停堆,但由于安全阀已动作仍 需手动紧急停堆。为避免主蒸汽安全阀不必要开启, 延长主蒸汽安全阀的使用寿命(设计规格书中规定主 蒸汽安全阀在使用寿命内可以开合300次),可以考虑 增设汽机停机紧急停堆信号。 2.2.3 AP1000i5',机停机紧急停堆信号设想 秦山一期核电厂保护设计偏保守,在核功率或汽 机功率大于10%额定功率时,汽机停机会触发紧急停 堆。在10%额定功率时,反应堆还有很大安全裕量。 保守的设计可能造成不必要停堆,降低核电厂运行经 济性。与秦山一期核电厂相比,秦山二期核电厂保护 设置考虑更多因素,可以作为AP1000增设汽机停机紧 急停堆信号的参考。 根据AP1 000具体参数,其汽机停机紧急停堆信号 设想见图1。在汽机旁排系统可用时,不会触发紧急 (下转139页) ・73・ 2015年第7期 表3线缆计算电压降范围表 线路额定电压 35 kV及以上 10 kV及以上 刘乐毅:矿井井下供电设计浅析 2015年7月 电压允许变化范围 5% 7% 缆及母线的动热稳定校验等,以验证单项供电对整体 供电的影响及每一级开关的分断能力等。 4结语 本次设计经验分享只是在几个初级选型方面结合 实例对矿井井下供电设计进行了介绍,供电设计是矿 井机电工作中最基本的供电工作,牵扯到矿井重大安 全问题。结合以上公式或方法足以完成基本电工工 作,但要把握矿井供电大系统,还需在实践中多学 低压照明 +5%C7 一10%UN 注:此表为根据GB 50054—201l低压配电设计规范归纳总结 得出 此外,还有照明导线、架空导线、母线等的压 降、载流量等,都应参照相关手册进行计算选型。 矿井单项供电系统设计选型后,还应考虑整体的 习、多锻炼,不断提高自身素质。 电网结构,比如整个矿井的容性电流、短路计算,电 (责任编辑:高志凤) ・ ●<>●o●<>●o●<>●<>●0●(>●<>●o●o●o●<>●0●0●<>-0●0●o●0●夺●o●0●0●0●0●0●0●0●0●o●0●o●0●0●o●0●o●o●0●0●o●0●0●o●o●0● (上接73页) 停堆。在汽机旁排系统不可用时,如果核功率小于 导致已跳闸主泵倒转,可能使主泵损坏,因此任何一 50%额定功率,由汽机旁排系统以外的手段可以带出 台轴承水温度高将导致四台主泵全部跳闸。 反应堆的热量,并有一定裕量,所以不需要紧急停 2.3.3 AP1000主泵轴承水温度高紧急停堆信号设置的 堆。在汽机旁排系统不可用时,如果核功率大于50% 优势 额定功率,为保证反应堆安全触发紧急停堆。 秦山一期、二期核电厂先触发停泵,然后由主泵 跳闸信号触发紧急停堆。这种情况下,会导致紧急停 紧急 堆过程中出现丧失部分冷却剂、强迫循环的情况,不 停堆 利于导出反应堆内热量。与秦山一期、二期核电厂相 比,AP1000“主泵轴承水温度高”紧急停堆信号是一 种前瞻性的保护信号,是基于对主泵跳闸预期的紧急 停堆,可以在主泵停运前实现紧急停堆。在主泵仍运 图1 AP1 000汽机停机紧急停堆保护逻辑设想 行情况下紧急停堆,可以避免在紧急停堆过程中出现 2.3主泵轴承水温度高先触发停堆后触发停泵 部分丧失反应堆冷却剂强迫循环的情况发生,加快带 2.3.1秦山一二期核电厂针对主泵冷却不足的保护 出反应堆内热量,保证反应堆安全。 设置 3结语 在秦山一期、二期核电厂分别设置“轴承水控制 泄漏流温度高”和“电动机轴承和止推轴承温度高” 通过对 ̄tAPIO00和秦山一期、二期核电厂紧急停 自动停泵信号。这些信号反映了主泵因冷却不足或自 堆信号,可以发现三者多数保护信号相同或类似,这 身故障导致轴承或冷却水温度升高,为保护主泵,故 反映了不同堆型保护系统设置的一致性。为保证三道 障主泵断路器紧急跳闸,然后主泵断路器紧急跳闸信 安全屏障的完整性,各堆型的反应堆紧急停堆信号选 号触发反应堆紧急停堆(低功率下紧急停堆信号被闭 择中都关注了反应堆启动过程、超功率、堆芯热量带 锁情况除外)。 出、反应堆超压、丧失二回路热阱、二回路给水隔离 2.3.2 AP1000主泵轴承水温度高紧急停堆信号设置的 等方面。 特点 APIO00与其它堆型存在一定区别:主泵轴承水温 AP1000主泵轴承水温度高说明主泵设冷水不足, 度高时,先紧急停堆延时后再紧急停泵;未设置功率 为避免损坏主泵,必须紧急停泵。但是,AP1000核电 量程中子通量负变化率高紧急停堆信号和紧急停机触 厂在该保护设置上与秦山一期、二期核电厂不同, 发停堆信号等。AP1000核电厂未设置紧急停机触发停 APIO00核电厂在触发紧急停泵之前,首先触发紧急停 堆信号可以减少不必要停堆,但在汽机旁排系统不可 堆,紧急停堆信号发出后经过延时再触发紧急停泵。 用时,可能导致主蒸汽安全阀动作,加大了对反应堆 轴承水温度高保护动作设定值的整定考虑了主泵在经 安全的挑战,影响主蒸汽安全阀使用寿命,所以可以 过延时后再停运,不会对主泵造成不可接受的后果。 考虑增加汽机紧急停机触发紧急停堆信号。 而且,一台主泵跳闸后,另外三台正在运行的主泵会 (责任编辑:季鑫l ・139・ 

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