设备管理_核电厂系统及设备讲义

1 核电厂系统及设备第一讲 2012 2013学年第二学期 主讲 田丽霞 2 纲要 核电厂组成核电厂平面布置2 1布置原则 2 2布置分区 2 3核心区布置 3 核电厂主要厂房3 1主要厂房总体布置 3 2安全壳 3 3汽轮机厂房 3 4核燃料厂房 3 5核辅助厂房 4 核电厂设备安全功能及分级4 1安全功能及分级 4 2抗震分类 4 3规范分级和质保分组 5 核反应堆的安全设计5 1纵深防御原则 5 2多道屏障 Multi barrier 5 3安全设计的基本原则 3 1 核电厂组成 完成热力循环的热力系统 一回路 二回路 汽轮机组 三回路系统 完成电力生产 一回路 二回路 三回路 发电机输变电系统 通常简单地称为堆 机 电三大核心部分 4 核岛 nuclearisland 一回路系统及其辅助系统 安全设施及厂房 常规岛 conventionalisland 汽轮发电机组为核心的二回路及其辅助系统和厂房 配套设施 BOP BalanceofPlant 除核岛 常规岛的其余部分 5 6 压水堆核电厂能量转换 压水堆核电厂将核能转变为电能是分四个环节 在四个主要设备中实现的 1 核反应堆 将核能经转变为热能 并将热能传给反应堆冷却剂 是一回路压力边界的重要部件 2 蒸汽发生器 将反应堆冷却剂的热量传递给二回路的水 使其变为蒸汽 在此只进行热量交换 不进行能量形态的转变 3 汽轮机 将蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能 4 发电机 将汽轮机传来的机械能转变为电能 7 配套设施 a 直接为生产服务的 如除盐水 压缩空气 辅助锅炉等 b 保证设施 如在役检查 辐射监测 废物实验室 环境监测 气象等 c 厂区设施 如保安 海工构筑物 消防 排水 d 服务设施 计算机系统 控制 模拟 应急 管理 文档管理 通讯 培训中心与模拟机 大亚湾核电厂共有348个系统 8 2 核电厂平面布置 2 1布置原则 a 区分脏净 脏区尽可能在下风口 b 满足工艺要求 便于设备运输 减少管线迂回纵横交叉 c 反应堆厂房为中心 辅助厂房 燃料厂房设在同一基岩的基垫层上 防止因厂房承载或地震所产生的沉降差导致管线断裂 d 以反应堆厂房为中心 辅助厂房 燃料厂房 主控制室应急柴油发电机厂房四周 双机组厂可采用对称布置 公用部分辅助厂房 9 2 2布置分区 a 核心区 核岛与常规岛组成 反应堆厂房为中心 辅助厂房 燃料厂房 主控制室应急柴油发电机厂房 汽轮机厂房 b 三废区 废液储存处理厂房 固化厂房 弱放废物库 固放废物储存库 特种洗衣房 c 供排水区 循环水泵房 输水隧洞 排水渠 淡水净化处理车间 消防站等 10 d 动力供应区 冷冻机 空压机 液氮储存气化 辅助锅炉 e 检修及仓库区 检修车间 材料仓库 设备综合仓库区等 f 厂前区 行政办公楼 汽车库 消防生活服务设施 入口警卫 11 2 3核心区布置 按反应堆厂房与汽轮机厂房的相对位置 有T型与L型布置 T型 汽轮机叶片旋转平面与安全壳不相交 占地大 单独汽机厂房 L型 汽轮机叶片旋转平面与安全壳相交 须设置防止汽轮机飞车时汽轮机叶片对安全壳和冲击的屏障 占地少 两台以上机组可公用汽轮机厂房 仅用一台吊车 我国采用T型布置 12 核电厂厂区L形布置 13 14 大亚湾核电厂厂区T型布置 15 16 3 核电厂主要厂房 3 1主要厂房总体布置 17 3 2安全壳 containment 安全壳又叫做反应堆厂房 我国采用核电厂安全壳是圆柱型预应力混凝土安全壳 壁厚约80cm 内有厚6mm的钢衬 容许泄漏 0 1Wt 24hours设计压力 0 52MPa 18 3 3汽轮机厂房 19 20 3 4核燃料厂房 燃料厂房内设有乏燃料贮存池 贮存池上方有一台100 150吨的桥式吊车 以吊装乏燃料运输容器和乏燃料冷却系统的所有设备 燃料厂房通过燃料输送管与反应堆厂房相连接 21 3 5核辅助厂房 辅助厂房是一个具有多种用途的钢筋混凝土厂房 一回路的一些辅助系统 如化容系统 硼与水补给系统 设冷水系统 安全注入系统废物处理 等以及该厂房必需的空气处理及冷却设备布置在此厂房内 22 4 核电厂设备安全功能及分级 核电厂系统 设备和设施作用不同 要求不同 对设备的安全功能及按照其对安全的重要性 进行分级 从而既保证安全性 又避免对设备要求过于严而影响经济性 安全分级的目的是正确选择用于设备设计 制造 检验的规范标准 23 4 1安全功能及分级 安全功能 1安全停堆和维持安全停堆状态 2停堆后余热导出 3事故后防止放射性物质释放 以保证放射性物质释放不超过容许值 24 如何确定某物项对于安全的重要性 1确定论方法 2概率论方法 传统上用第一种方法较多 随着概率论方法的日益广乏被接受 它也被用来确定物项的安全等级 25 1确定论方法 对那些对安全有重要作用的 其损坏会导致严重放射性释放事故的系统设备 确定高的安全等级 2概率论方法 根据某一安全功能所起作用的几率以及该安全功能失效后果来评价承担此安全功能设备对于安全的重要性 26 安全分为四级 1安全一级 一回路承压边界所有部件 选用设备等级一级 质量A组 按照实际可能的最高标准设计 制造 安装和实验 2安全二级 余热去除 安注和安喷系统 27 3安全三级 辅助给水 设备冷却水 乏燃料池冷却系统 为安全系统提供支持的系统和设施 4安全四级 核岛中不属于安全三级以上的 但要求按照非和规范和标准中较高要求设计制造 28 29 4 2抗震分类 抗震分为一 二类和非抗震类 NA 抗震一类指其损害会直接或间接造成事故的工况以及用来实施停堆或维持停堆状态的构筑物 系统和设备 安全一 二 三级和LS和1E级电器设备属抗震一类 抗震一类要求满足安全停堆地震载荷要求 30 安全停堆地震是分析电厂所在区域地址和地震条件 分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震 安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的 31 抗震二类的表明设备的设计要满足能承受运行基准地震 OBE 引起载荷要求 在美国 抗震I类设备必定是安全级设备 而对非安全级设备也可以提单独的抗安全停堆地震要求 32 4 3规范分级和质保分组 根据核电厂中系统和设备的安全等级和抗震类别在机械设备中规定了它们相应的设计 制造 检查和验收要求 这种要求体现在相应的设备设计和制造规范中 例如美国机械工程师协会 ASME 的锅炉和承压容器设计规范 见表2 1 或法国的RCCM压水堆核岛机械设备设计和建造规则中规定了承压部件 与安全有关或与安全无关 的设计 制造 检查和验收的要求 33 在核岛供货范围中根据产品等级不同 可以分为不同的质保组 分别明确地规定不同的质量保证 QA 要求 这些分组应与采用的安全准则相适应 34 我国核电事业尚处在初始发展阶段 虽然制定了一套核安全法规 有完整的设备分级 抗震分类和质保分组要求 但没有完整的核设备设计和制造规范 实际工作中根据情况参考美国规范或法国规范 表2 1列出了美国压水堆核电厂部分系统 部件和构筑物的分级 其中规范等级一栏中为美国机械工程师协会 ASME 的锅炉和承压容器的设计规范 表示锅炉和承压容器的设计规范中无相应该标准 35 5 核反应堆的安全设计 核电厂的安全设计中辐射防护应遵循 正常运行工况下反射性排放低于预定限值 对环境与公众的影响可以忽略不计 导致高辐射计量或放射性物质大量释放的事故概率要低 而发生概率较高的辐射后果要小 36 5 1纵深防御原则 2004年国家核安全局发布 新建核电厂设计中的几个重要安全问题 明确纵深防御要贯彻到核电厂的全部活动中 核电厂提供多层次的设备和规程 用以防止事故 或在未能防止事故发生时实施适当的防护 保证核电厂的安全 37 包括五道相继深入而又相互增援的设计防御措施 以此来保证核电厂的安全 第一道防御 考虑对事故的预防 核电厂的设计必须是稳妥的和偏于安全的 建立一整套质量保证和安全标准 核电厂必须按严格的质量标准 工程实践经验以及质量保证程序进行设计 制造 安装 调试 运行和维修 电厂各系统 各设备不能出现不允许的差错或故障 38 第二道防御 防止运行中出现的偏差发展成为事故 设置可靠的保护装置和系统 探测妨碍安全的瞬变 完成适当的保护动作 必须按保守的设计实践设计 留有足够的安全裕量并配有重复探测 检查和控制手段 各种测试仪表必须具备较高的可靠性 39 第三道防御 限制事故的放射性后果 保障公众的安全 对付必须加以考虑的各种假想事故 配置了专设安全设施 轻水堆的典型假想事故有 一回路或二回路管道破裂 燃料操作事故 弹棒事故等 下图 轻水堆的专设安全设施包括 应急堆芯冷却系统 辅助给水系统 安全壳及安全壳喷淋系统 安全壳隔离系统 消氢系统等 40 41 第四道防御是应付可能已超出设计基准事故的严重事故 并使放射性后果合理尽量低 主要任务是保护放射性包容功能 通过附加的措施和规程防止事故的发展 通过减轻选定的严重事故后果 附以事故处置规程 达到这个目标 42 除了上述四道防御外 对每个核电厂均应制订应急计划 万一发生严重事故造成放射性大量外逸时 对附近居民实行隐蔽 疏散 供给药物 封锁食品 使放射性物质释放带来的损害减小到最小 有时也把它称为第五道防御 这道防御要求设置应急中心 制定和实施厂区内 外的应急相应计划 43 44 45 四个应急状态等级U 应急待命A 厂房应急S 厂内应急G 厂外应急 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 对应急初始条件和应急行动水平可以按照某种方案进行分类 称之为识别类 分为四种 A类为异常辐射水平和放射性流出物排放类 F类为裂变产物屏障丧失类 H类为影响电厂安全的灾害和其它条件类 S为系统故障类 69 我国的核事故应急工作是在1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电厂事故后 随着我国秦山 大亚湾核电厂的建设而逐步发展起来的 国家核应急预案 原称国家核应急计划 第一版编制于1996年 是我国公共安全应急工作领域内最早的应急预案之一 该预案第二版于2001年11月颁布 2003年 非典 事件后 又开始酝酿修订 2004年12月 为了统一 国家核应急计划 更名为 国家核应急预案 我国核应急计划 70 制定事故应急响应预案的目的是 在核电厂发生事故时 采取及时有效措施 保护公众 保护环境 将事故损失减到最小 下一步 将努力落实修订后的 国家核应急预案 把核电厂以外的其他重要核设施 包括军用核设施 纳入国家核应急管理体系 我国核事故应急管理体系 核事故应急工作实行国家 地方 核电厂三级管理制 71 5 2多道屏障 Multi barrier 为了阻止放射性物质向外扩散 设计上的最重要安全措施之一 是在放射源与人之间设置了多道屏障 最为重要的是以下三道屏障 72 第一道屏障 燃料元件包壳 cladding 轻水堆核燃料采用低富集度二氧化铀 将其烧结成芯块 叠装在锆合金包壳管内 两端用端塞封焊住 正常运行时 仅有少量气态裂变产物有可能穿过包壳扩散到冷却剂中 如包壳有缺陷或破裂 则将有较多的裂变产物进入冷却剂 设计时 假定有1 的包壳破裂和1 的裂变产物会从包壳逸出 据美国统计 正常运行时实际最大破损率为0 06 73 74 75 第二道屏障 一回路压力边界 primarysystemenvelope 压水堆一回路压力边界由反应堆容器和堆外冷却剂环路组成 包括蒸汽发生器传热管 泵和连接管道 材料选择 不锈钢 镍集合金 SG传热管 制造 反应堆压力容器焊缝 运行 避免热应力过大 辅助喷淋使用限制 76 第三道屏障 安全壳 containmant 即反应堆厂房 将反应堆 冷却剂系统的主要设备 包括一些辅助设备 和主管道包容在安全壳内 当事故 如失水事故 地震 发生时 它能阻止从一回路系统外逸的裂变产物泄漏到环境中去 是确保核电厂周围居民安全的最后一道防线 安全壳也可保护重要设备免遭外来袭击 如飞机坠落 的破坏 安全壳密封要求 0 1 24hour 定期贯穿件密封检查 打压试验 77 有时见到四道屏障之说 它们依次是 燃料芯块 燃料元件包壳 一回路压力边界 气密性的承压反应堆厂房 安全壳 只有这四道屏障同时遭到破坏 才会发生放射性大量释破的事故 78 5 3安全设计的基本原则 核电厂安全设计的一般原则是 采用行之有效的工艺和通用的设计标准 加强设计管理 在整个设计阶段和任何设计变更中必须明确安全职责 79 核电厂各系统安全设计的基本原则有 单一故障准则满足单一故障准则的设备组合 在其任何部位发生单一随机故障时 仍能保持所赋于的功能 由单一随机事件引起的各种继发故障 均视作单一故障的组成部分 80 多样性原则多样性应用于执行同一功能的多重系统或部件 即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性 获得不同属性的方式有 采用不同的工作原理 不同的物理变量 不同的运行条件以及使用不同制造厂的产品等 减少 共因故障 即出自相同原因的故障 提高可靠性 81 独