三门核电范文1
关键词：一回路取样系统；三门核电；取样盘；事故后取样；二代核电 文献标识码：A
中图分类号：TM623 文章编号：1009-2374（2015）23-0140-03 DOI：10.13535/ki.11-4406/n.2015.23.071
核电厂的水化学控制是非常重要的，需要时刻保持特定的要求以确保可用性、安全性、经济性及达到运行目标。而一回路及各辅助系统、安全系统的水化学会直接影响反应性、系统的腐蚀、核安全相关的功能，同时还能够从中得知燃料的完整性、化容系统的性能。因此一回路取样系统作为对一回路主辅系统状态的监测起着至关重要的作用，能够使操作员和技术部门评估当前一回路的状态。
作为承担着这些功能的三门核电的一回路取样系统（PSS）与传统二代核电有着许多相似的地方，也有着许多不同，在此就对三门核电的一回路取样系统（PSS）的流程及特点进行分析。
1 系统取样点及测量内容
系统取样点及测量内容如表1和表2所示：
2 液体取样流程
如图1，11个液体取样点分别来自表1中的各个地点，在经过被取样系统侧的1英寸隔离阀（未在图中显示）后进入PSS，再经由一个手动隔离阀，到下游取样电磁阀。取样电磁阀可由主控室或者取样间的终端进行控制，打开该阀门就意味着要对这一取样点进行取样。下游管线汇集到一根母管中。进入母管后可经过两条中任意一条管线通过安全壳进入取样冷却架，安全壳隔离阀包含壳内的核级电磁阀和壳外的核级气动阀。液体样品在取样冷却架中由对应的取样冷却器进行冷却，之后样品送入取样盘或者放化实验室。在取样盘中通过一系列的操作可以获得各种类型的样品，同样在放化实验室中也可以获得所需的样品。
在部分取样点后由止回阀，这是由于这些取样点都是相对低压的系统，需要防止高压系统的液体意外混入，更需要防止由于阀门内漏的情况导致低压系统化学参数改变。在RCS热段1和热段2的取样点后，各有一段延迟盘管。延迟盘管作用是保证来自热段的样品在安全壳内至少有60秒的时间，以确保N-16有充分的时间进行衰变，减少人员剂量。正常情况下热段1和热段2的化学参数是一致的，有两处取样也是为了保证冗余。电磁阀V012A用于隔离热段取样管线和其他取样管线，当该阀门关闭时，可以对热段取样的同时对其他任一取样点进行取样而互不干涉。当下游某个取样管线不可用时，可开启V012A，使样品通过另一条管线进入下游取样冷却器，管线具备一定冗余。
进入放化实验室的管线可接入取样设备，但是三门核电的意见是这些管线所含液体放射性强，且有取样盘进行取样，管线进入放化实验室已无必要，故这些管线的末端将封堵不做使用。
取样盘对可以使用在线氢表和在线氧表对液体样品进行的溶解氢和溶解氧进行持续的监测，也可以通过一系列的工艺过程获得6种样品：（1）加压液体样品（75cc）；（2）降压液体样品（60/250/1000cc）；（3）液体取样脱气后未稀释样品（4cc）；（4）液体取样脱气后1000∶1稀释样品（10cc）；（5）液体取样脱气后未稀释气体样品（14cc）；（6）液体样品脱气后稀释气体样品（14cc）。
其中：（1）加压液体样品使用不锈钢瓶取样，样品未经过降压而与被取样系统压力保持一致，该样品可用于γ光谱分析和总活度的检测。该样品在正常运行时取样，事故后放射性过强一般不进行取样；（2）降压液体样品通过了降压阀的降压，达到常压，这部分的样品取出后可用于各种类型的化学分析。该样品也是正常运行时取，事故后则不取样；（3）液体取样脱气后未稀释样品，该样品时液体取样进入取样盘后通过加热去除样品中的溶解气体，然后进入取样填充站，取样填充站将样品注入取样瓶中。由于该样品用于事故后的取样，故样品放射性很高，取样瓶放置在专用屏蔽的小车内，整个取样过程和运输过程中都能由小车提供屏蔽；（4）液体取样脱气后1000∶1稀释样品，该样品也是液体取样经过取样盘内加热脱气后进入混合室，再用1000倍体积的水进行稀释，然后进入取样瓶。该样品也是事故后取样，稀释1000倍用于降低液体的放射性，减少人员剂量；（5）液体取样脱气后未稀释气体样品，该样品是液体取样通过加热脱出的气体，冲入至预先抽真空的取样瓶中，用于分析液体取样中溶解气体的各项物化性质，该样品只在正常运行工况下获取；（6）液体样品脱气后稀释气体样品，该样品时液体取样通过加热脱出的气体，冲入至预先抽真空的取样瓶中，然后使用纯氮气进行稀释，该样品在事故后取样，通过稀释减少放射性。
正常运行时，取样是通过取样源的压力来作为动力的。而事故后或者停堆时等取样源压力不足时，通过取样盘内的喷射器使得取样盘内管路获得一个负压，从而使样品有动力流动。喷射器由喷射水提供装置来供水，这个装置由一个储水罐和一个泵组成。
3 气体取样流程
安全壳大气取样点在安全壳再循环风机前，正常运行时通过安全壳外的安全壳大气放射性监测装置进行连续监测，装置内有容积泵可对安全壳大气连续抽取。样品经过安全壳大气放射性监测装置，可以自动获得F18颗粒和放射性气体的相关参数，从而可以在反应堆于20%热功率以上时，对反应堆冷却剂压力边界泄露情况进行检测。气体经过装置后又通过泵的作用返回安全壳地坑，减少废气的产生。
当有需要时，可以通过取样盘取出安全壳大气样品。取样时关闭安全壳大气放射性监测装置，并通过取样盘内的喷射器使取样盘内产生负压，从而使得安全壳大气样品可以进入取样盘，喷射器由取样盘外的氮气瓶进行供气。安全壳内的大气样品在取样盘内可以获得两种不同的样品：一种是未稀释过的，用于正常运行时取样；另一种是使用氮气稀释过的，用于事故后取样。
4 三门核电一回路取样的特点
4.1 取样点共用管线，减少贯穿件
三门核电一回路总共11个液体取样点，只有2个贯穿件，二代机组一般是单个取样点使用一个贯穿件或者两个取样点共用一个贯穿件。三门核电如此设置可以大大减少贯穿件的数量，不影响功能，同时还能保证一定的冗余性。
4.2 取样盘紧凑，功能多
由图2可知，三门核电的取样盘体积还是比较小的，与其配套的取样冷却架、喷射水提供装置体积也不大，相比二代机组来说是小很多的。但是取样盘的功能还是比较多的，可以对液体样品进行连续的溶解氢、溶解氧进行监测，可以对样品进行加工获得6种液体取样、2种大气取样。
4.3 可对安全壳大气进行连续取样
三门核电设置了大气放射性检测装置可以对安全壳大气连续监测，由此可判断反应堆冷却剂是否存在
泄漏。
4.4 设置喷射装置可在系统无压力或者事故情况下取样
三门核电设置了喷射器，以确保在事故后或者系统无压力的情况下，样品也能可靠的获得，这是二代机组所没有的。事故后的取样尽管不是安全相关的设计要求，但是对于操作员判断机组的状态还是有重大意义的。
4.5 锌取样
三门核电的化学与容积控制系统增加了注锌相关的功能，通过注锌系统对将贫化醋酸锌注入系统中，在表面形成结构和形态更好更薄的氧化膜。该氧化膜不易溶解，对于传输和活化不敏感可以大大降低系统的放射性，也能减少杂质导致的功率变动。对于锌的取样则是控制系统中锌浓度的重要步骤，锌取样需要8小时的冲洗冲洗管线，才能达到溶解沉积平衡，取出的样品才具有代表性。三门核电通过连续取样管线可对取样管线持续冲洗，流量为0.0227m3/h，达到目标浓度前为1天取样3次，达到后1天取样1次。故连续冲洗相对于二代核电会产生一些多余的废液。
4.6 事故后取样的屏蔽小车
事故后取样时为了人员剂量的考虑，专门设计了屏蔽小车，可以保证从取样到运输的过程中全程都有屏蔽。
4.7 无硼表
由于三门核电使用灰棒进行燃耗的补偿，不需要经常调硼，所以硼浓度无需在线连续监测，只需每天一次通过取样进行检测。
5 三门核电取样系统待改进之处
第一，取样盘尽管功能多，但是存在着操作步骤复杂的问题。对于任一样品的取样都必须严格使用规程进行操作，不可能通过记忆来进行操作，否则极容易操作失误，因此对取样盘工艺流程的设计是可以进行改进的。
第二，取样盘本身结构紧凑会导致检修困难，需要打开背板才能对其中的各项设备，阀门进行检修。其背板所在房间又是辅助厂房地坑，是高放射性区域，因此对于运行期间进行检修，无论是时间上还是空间上都是一个挑战。建议适当增加取样盘的体积，减少其检修难度，无需如此高的紧凑度。
第三，目前的设计无法有效地测量悬浮固体，因为最大1000cc的取样瓶对于悬浮固体测量仍然太小，实际需要20000cc，使用过大的取样瓶或者过多的取样次数都是不合适的。可以增加一个流量计和过滤器的组合，安装在现有取样瓶的接口，这样就可以解决以上的问题。
6 结语
三门核电的取样系统相对于二代核电系统上有许多不同，有许多优点，也存在缺点，这是设计理念不同的结果。在后续的机组可以考虑对其缺点进行改进，使其更加具有易用性，人员辐射剂量更低，检修更加方便。
参考文献
三门核电范文2
关键词：设备闸门；密封；紧固力矩 文献标识码：A
中图分类号：TM623 文章编号：1009-2374（2016）21-0062-03 DOI：10.13535/ki.11-4406/n.2016.21.030
1 功能介绍
三门核电1#、2#机组安全壳系统分别有两个设备闸门，分别位于107英尺平台和135英尺平台。设备闸门属于安全壳系统的不可分离的一部分，开启后将与附属厂房连通，提供大宗设备物项的进出通道。正常运行期间，设备这门必须完全关闭，提供可靠的密封，以包容可能泄漏的放射性产物以及屏蔽堆芯和反应堆冷却剂系统。正常关闭情况下，设备闸门允许有0.1 l/m的泄漏率。此外，电站换料期间进行顶盖拆装、堆内构件吊装、装换料时以及其他应急工况下，需在20分钟内紧急关闭，以免应急工况下可能的放射性扩散。
设备闸门的密封方式为传统的法兰密封圈密封，依靠紧固螺栓提供的预紧力压缩密封圈密封。
2 结构简介
设备闸门的主要组成结构为：蝶形封头、法兰与贯穿筒体、铰链螺栓、O型密封圈、临时桥架、手拉葫芦、导向轨、悬挂装置和卷扬机。
设备闸门法兰与筒体的内径为?4876.9mm，重量约为10.3T，设计承受压力（从内向外）值约为0.4Mpa属于C级设备。设备闸门关闭时位于图1虚线所示位置。当需要开启时，卷扬机勾住蝶形封头的提升吊耳，松掉所有蝶形螺栓，提升蝶形封头指上限位并支撑在悬挂装置上。导向轨用于提升和下降过程中防止蝶形封头的晃动并提供导向。
2.1 铰链螺栓
为了便于拆装，设备闸门密封紧固螺栓采用铰链螺栓，详见图2。该螺栓常见于机加工种的工件夹持，拆卸时仅需拧松部分螺纹并旋转即可。三门1#、2#机组设备闸门的铰链螺栓虽然尺寸和数量上有差异，但主要结构一致。
2.2 密封件
设备闸门的密封件材质为EPDM，密封件有2个O型密封圈，在设备闸门法兰面上同心布置。密封圈的安装时，按入密封槽内。两道密封圈之间设有设备闸门气密性试验流道，外部用阀门密封。试验中，外接压缩空气并保压，检验密封圈的密封情况。
3 工况状态分析
设备闸门正常运行工况下常关，以保证安全壳系统的完整性。此时，设备闸门作为安全壳的不可分割的一部分，用于包容整个核岛，防止放射性的外泄。
停堆换料大修过程中，设备闸门的状态将多次改变。停堆降温降压后，打开设备闸门，用于提供检修设备、大宗材料等通道。当需要执行反应堆压力容器开盖或其他可能有较大放射性外泄风险时，设备闸门需紧急关闭（4颗铰链螺栓）。堆芯卸料完成后，如有需要可能还需要打开设备闸门，提供必要的通道。装料前，必须再次将设备闸门紧急关闭，以满足法规要求。装料结束、反应堆压力容器扣盖后，打开设备闸门，为检修设备、大宗材料等提供出核岛的通道。最后，关闭设备闸门，建立安全壳的密封。
设备闸门泄漏率试验，可以理解为第三种工况。上述两种工况下，核岛内的气压一般大于核岛外的大气压，密封圈承受压力更大，密封性更佳。泄漏率试验中，密封圈之间充入压缩空气，给设备闸门施加向核岛内的推力，相当于核岛内气压小于核岛外大气压。
4 1#、2#机组设备闸门区别
三门核电1#机组设备闸门由日本IHI供货，2#机组设备闸门由大连日立供货，两设备闸门主体结构一致，但部分详细结构不一样。
1#、2#设备闸门的提升和下降装置均为葫芦式，但有细微结构差距。1#设备闸门悬挂装置为挂钩型，2#则为卸扣式。1#设备闸门的偏心机构可调节范围为0-30mm，2#则为0-25.4mm。1#设备闸门的临时桥架悬挂点在外部切储存在外部平台上，2#的悬挂点在内部切储存在蝶形封头上。
此外，1#、2#设备闸门的紧固件和密封圈的差异如表1所示：
如上对比可知，1#、2#设备闸门的紧固力矩相差约为4倍，两者的密封性需进行确认。
5 设备闸门密封可靠性分析
根据设备闸门的三种工况分析，对于密封圈而言，泄漏率试验时密封圈的密封比压最小。故，只要能保证泄漏率试验（0.455Mpa）时的密封性，也就能保证其他两种工况的密封性要求。
泄漏率试验保压时，设备闸门密封圈之间的压力值将产生指向安全壳内部的轴向力，紧固件的合力指向安全壳外部的轴向力。下面分别根据1、2#机组设备闸门尺寸进行泄漏率试验受力分析。
5.1 密封圈受力分析
5.1.1 三门1#机组设备闸门
由铰链螺栓的型号1 5/8-8UN，查询美标螺纹标准：
螺距：p1=25.4/8=3.175mm
大径：D1=41.3mm
中径：d12=D1-0.6495p??1=39.24mm
升角：ψ1=arc tan=1.476°
螺纹旋转时，为钢对钢滑动摩擦且有，故取滑动摩擦因数f=0.12
摩擦角：ρ=arc tan f=6.84°
参数：tan（ψ1+ρ）=0.146
单根螺栓所提供的轴向力为：
Q1==349.1KN
20根螺栓所提供的总的轴向力为：
F11=n1Q1=6982kN
泄漏率实验所产生的轴向力分析如下：
承压面积：S1=π（r2112-r2122）=595586mm2
压力产生的轴向力：F12=PS1=271kN
两个轴向力的合力：F合1=F11-F12=6711kN
5.1.2 三门2#机组设备闸门
紧固件所提供的轴向力分析如下：
由铰链螺栓的型号M27×3-6g，可知：
螺距：p2=3mm
大径：D2=27mm
中径：d22=D2-0.6495p2=25.05mm
升角：ψ2=arctan=2.184°
螺纹旋转时，为钢对钢滑动摩擦且有，故取滑动摩擦因数f=0.12
摩擦角：ρ=arctanf=6.84°
参数：tan（ψ2+ρ）=0.1588
单根螺栓所提供的轴向力为：
Q2==120.67kN
36根螺栓所提供的总的轴向力为：
F21=n2Q2=4343.96kN
泄漏率试验压力所产生的轴向力分析如下：
承压面积：S2=π（r2212-r2222）=791546mm2
压力产生的轴向力：F22=PS2=355.6kN
两个轴向力的合力：F合2=F21-F22=3988.36kN
从上述分析可以看出，在泄漏率试验时，铰链螺栓所提供的轴向力均远大于试验压力所产生的反方向的轴向力。即，铰链螺栓均能够给密封垫片等密封结构提供密封预紧力。
5.2 密封比压力分析
为使密封不泄露，必须施加在垫片上的压应力称为密封比压力，包括预紧密封比压力、工作密封比压力。此外，密封所必须的压紧力的大小不仅与泄漏率试验压力有关，还与垫片的尺寸和结构基本性能有关。
5.2.1 三门1#机组设备闸门
1#机组设备闸门的密封方式为半圆环式密封圈，密封槽为外八槽。密封圈的材质为三元乙丙橡胶，截面尺寸为宽w=11.8mm，长L=14.8mm。
查询垫片基本密封宽度可知：
b0==1.475，b0
故取垫片的有效密封宽度：b=b0=1.475mm
根据垫片的材质，查询垫片性能参数表，可知：
预紧密封比压力：y=2.8MPa
垫片系数：m=1.25
两道密封之间直径的差距非常小，可以忽略不计。即，默认两道密封所需要的预紧力一样。
预紧状态下所需要的最小垫片压紧力：
FG1=3.14DGby=3.14×5004×1.475×2.8=64.892kN
工作状态下需要的最小垫片预紧力为：
Fp1=6.28DGbmp=6.28×5004×1.475×1.25×0.455=26.36kN
F合1-FG1>>0，故紧固螺栓能提供足够的密封预紧力。
5.2.2 三门2#机组设备闸门
是2#机组设备闸门的密封方式为O形环自紧式密封，密封槽为内八槽。查询垫片性能参数可知，m=y=0。
由预紧状态下需要的最小垫片预紧力：
FG2=3.14DGby=0
由工作状态下需要的最小垫片预紧力：
Fp2=6.28DGbmp=0
从上述内容可知，2#机组设备闸门的密封方式不需要预紧力，完全可以自密封。此外，密封槽的最大尺寸为16.12 mm，而密封圈的直径为19.05 mm，密封圈在安装到密封槽就已经处于压缩状态。
F合2-FG2>>0，故，紧固螺栓能 提供足够的密封预紧力。
通过上述分析计算可知三门1#、2#机组设备闸门关闭力矩值相差较大，但铰链螺栓规格、数量和密封圈、密封槽结构相互补偿后，均能够满足设备闸门的密封要求。
6 结束语
三门核电1#机组设备闸门已经完成调试，泄漏率试验顺利通过。三门核电2#机组设备闸门还未调试使用。本文对其结构、密封性进行了分析，希望能对三门核电1#、2#设备闸门的开、关以及泄漏率试验提供参考。
三门核电范文3
关键词：三门核电站；DAS系统；PMS系统；共模故障；气动阀
中图分类号：TV131 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2014）26-0082-03
三门核电站采用的是美国第三代非能动先进压水堆核电站，其与传统的压水堆核电站最大的不同，就是其采用了“非能动”技术。三门核电站的安全级设备由PMS系统控制，PMS从设计的角度防止了共模故障的发生，但由于核电站的特殊性，需增加电站的安全冗余性，
因此三门核电站设计了DAS系统作为PMS系统的
备用。
1 PMS系统及DAS系统简介
1.1 PMS系统简介
保护和安全监控系统PMS为电厂的非正常状态提供监视，在必要时触发合适的安全相关功能，使电厂达到并维持在安全停堆状态。PMS系统由各种机柜和处理站组成，通过通信接口组成整体，分为A、B、C、D四个序列，执行以下三个主要功能：（1）反应堆停堆；（2）专设安全设施（ESF）；（3）核级数据处理子系统（QDPS）。
1.2 DAS系统简介
DAS系统是非安全相关系统，它为PMS系统提供多样化的备用，降低严重事故的发生概率，从而保证三门核电站的安全性。当PMS系统的小概率共模故障出现时，DAS系统就能提供多样化保护。它使用与PMS不同的专用工艺仪表、信号处理单元、先进逻辑处理平台、2oo2的逻辑运算、驱动装置来实现如下功能：（1）自动、手动触发反应堆停堆、跳机的功能；（2）自动、手动触发安全专设的功能；（3）电厂关键参数的监测功能。
2 DAS系统为PMS系统备用概述
三门核电站的保护系统所采用的Common Q系统经过了包括极端的温湿度环境、地震、电磁兼容性、软件共模故障的共模故障测试。经对地震、环境和电磁兼容性的测试，证明这些情况不会对Common Q硬件系统产生共模故障。软件系统的共模故障也采用了多种方法以使产生共模故障的可能性最小，而且在软件的设计过程中，包括了对意外事件的评审，来确定哪些安全功能可能会被软件共模故障影响。这些可能受到软件共模故障影响的安全功能必须采用多样性方法来完成。把这些可能受影响的安全功能组合到一起，就组成了多样性驱动系统（DAS），用来减轻正常安全系统的软件共模故障的
影响。
DAS系统使用16个专用传感器监测一回路热段温度、稳压器液位、蒸汽发生器液位、安全壳操作层温度、堆芯出口温度和控制棒驱动机构电动发动机出口电压。DAS系统采用2oo2逻辑及硬接线的方式实现对下游设备的控制。它的设计策略是：在PMS有机会发挥其设计功能之前，DAS系统所有的自动停堆及安全专设功能将不会触发。其自动逻辑中自动触发驱动信号的设定值相比PMS的设定值有更多的裕量，以此来保证DAS系统在PMS系统有能力对设备进行控制时不对相应设备进行控制。基于PRA分析，对于PMS系统控制的设备，DAS系统只选择了部分关键设备进行备用控制，包括18个气动阀、13个电动阀、12个爆破阀等。
3 DAS系统与PMS系统对同一气动阀控制分析
下面以DAS系统和PMS系统共同控制的堆芯补水箱（CMT）注入压力容器的管道上的气动阀（AOV）为例，说明两个系统对同一个气动阀如何进行控制。
在LOCAs和non-LOCAs状况下，当正常补水系统不可用或不能满足反应堆冷却剂系统（RCS）需要时，堆芯补水箱为反应堆冷却剂系统提供补水和硼化。三门电站机组中有两个堆芯补水箱，每个堆芯补水箱通过一条直接注入管线和一个冷段入口压力平衡管线连接至反应堆冷却剂系统。堆芯补水箱中的含硼水可以通过直接注入管线注入堆芯，而气动阀V1A、V1B、V2A、V2B则控制直接注入管线的通断。其中一个堆芯补水箱的管道连接简图如下图1所示：
图1 堆芯补水箱（CMT）管道连接简图
在正常运行工况下，阀门V1A和V2A为关闭状态，管道被隔离。当气动阀的气压丧失或接收到控制信号时，阀门打开，在密度差的作用下，CMT内的含硼水开始向反应堆容器注入，冷却堆芯。
由PMS系统和DAS系统共同控制的气动阀均有2个先导电磁阀，这2个先导电磁阀分别被PMS系统和DAS系统控制，通过先导电磁阀来控制气动阀气源的通断，从而实现对阀门本体开和关的控制。以阀门V1A为例，PMS系统及DAS系统对其控制的简图如下图2所示：
图2 正常工况下的气动阀状态
3.1 PMS系统对气动阀的控制
来自PMS系统的控制信号有两大类：自动信号和手动信号。自动信号包括S信号、稳压器液位低-2、自动卸压系统（ADS）第一级触发信号、蒸汽发生器宽量程液位低-2与热段温度高信号。手动信号指来自主控室或远程停堆室的硬开关信号。
来自PMS系统的控制信号经过集成逻辑处理器机柜的设备接口模块（CIM）送至AOV的先导电磁阀S1，由此控制先导电磁阀S1的通断电。
PMS系统控制的先导电磁阀在正常状况下是得电的，由气源送来的气体进入AOV，由于V1A阀门为通气阀门关闭，因此此时AOV关闭。PMS系统通过以下有两种方式对该阀门发出控制信号：一是当S信号、稳压器液位低-2、ADS第一级触发信号、蒸汽发生器宽量程液位低-2与热段温度高信号中的任一信号满足PMS系统四个序列的2oo4逻辑时；二是主控室或远程停堆室发出的手动触发信号。由PMS送来阀门开的信号或由于PMS故障导致先导电磁阀S1失电时，S1下的三通阀将阻断气源进来的气体，将AOV的气排出，AOV失去气源后阀门打开，CMT中的含硼水开始注入堆芯。
当PMS系统自动触发CMT的信号消失时，即4种自动触发信号均不满足PMS系统四个序列的2oo4逻辑且手动触发信号消失时，先导电磁阀S1保持位置不变，通过主控室PMS系统的安全显示面板进行手动复位可使先导电磁阀S1恢复至初始状态。
3.2 DAS系统接替PMS系统对气动阀的控制
当电厂由于工况需要需将该AOV阀门打开，而PMS系统又发生共模故障时，PMS系统的阀门开控制信号无法送至先导电磁阀S1使之失电，先导电磁阀S1下的三通阀会保持正常工况下的状态，即允许气源通向AOV，阀门保持关闭。此时需要DAS系统发出控制信号将该阀门
打开。
来自DAS的控制信号有两大类：自动信号和手动信号。自动信号包括稳压器液位低（与PMS稳压器液位低-2设定值不同）信号、蒸汽发生器宽量程液位低（与PMS蒸汽发生器液位低-2设定值不同）信号。手动信号指来自DAS系统的两个处理器机柜上或主控室DAS控制盘上的手动开关信号。
DAS控制的先导电磁阀在正常状况下是失电的，由气源送来的气体进入AOV，由于V1A阀门为通气阀门关闭，因此此时AOV关闭。当需要DAS系统发出控制信号将该阀门打开时，DAS系统通过以下两种方式使机柜内相应的继电器得电，从而使先导电磁阀S2B得电：一是当DAS系统的传感器监测到蒸汽发生器宽量程水位低满足2oo2逻辑或稳压器水位低满足2oo2逻辑时；二是在DAS机柜内或主控室DAS盘上置CMT手动开关于ACTUATE位置。先导电磁阀S2B得电后，改变三通阀方向，阻断气源气体进入AOV，AOV内的气体通过该三通阀排气，失气后阀门打开，堆芯补水箱内的含硼水开始向堆芯注入。
当DAS系统的触发信号消失（自动逻辑不满足2oo2逻辑或手动开关置于NEUTRAL位）时，先导电磁阀S2B失电，此时先导电磁阀S2B保持原来位置不变。位于DAS机柜上或主控室DAS控制盘上的手动开关可提供复位信号使先导电磁阀S2B恢复至初始状态。
4 结语
DAS系统基于概率风险分析选择一些与保护系统PMS不同的功能来执行保护，它通过对保护系统中仪控设备的共模故障概率及事件发生概率进行评估，据此选择不同于保护系统中的设备、计算方法来完成保护功能。本文通过对PMS和DAS共同控制的气动阀的不同控制原理进行分析，验证了在PMS共模失效的情况下，DAS能够起到后备的控制作用，保证电站在事故工况下的安全，体现了三门核电站的安全冗余性。
参考文献
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三门核电范文4
【关键词】三门核电；射线探伤；辐射防护；MCNP
三门核电使用先进的第三代AP1000压水堆核电技术，规划建设6台1250MWe核电机组。目前三门核电一期工程进入全面建造阶段，为保证工程建设的质量和未来电厂运行安全，三门核电对一回路所有管道、阀门和设备100%无损检测，对二回路的设备、管道抽样检测。
射线探伤（RT）是五种常规的无损检测方法之一，是核电建设无损检测最常用方法。射线探伤是利用射线穿过不同密度、厚度材料时衰减程度不同，造成材料下面的底片感光不同来实现对材料内部质量检测的目的。它具有记录真实直观，便于追踪，缺陷定性定量准确的优点。但是，射线探伤所使用的射线对人体健康是有危害的，为确保射线探伤工作的安全，避免人员受到异常照射或超剂量照射，三门核电对射线探伤工作的辐射安全管理做了严格规定。
1 射线探伤辐射知识介绍
射线探伤所用射线主要为X射线和γ射线，射线来源于X射线探伤机或密封性放射源，三门核电工程建设阶段探伤用密封性放射源主要有192Ir和75Se两种。根据《射线装置分类方法》和《放射源分类方法》规定，X射线探伤机属于Ⅱ类射线装置，192Ir和75Se源属于Ⅱ类放射源。
射线与人体相互作用会导致某些特有的生物效应。效应的性质和程度主要取决于于人体组织吸收的辐射能量。当人体组织接受的辐射照射超过一定限值时，就会引起人体组织器官的病变，严重时还会导致死亡。GB18871-2002规定，辐射工作人员的个人剂量限值连续5年的年平均有效剂量20mSv，其中任何一年的有效剂量不超过50mSv。三门核电厂的个人剂量管理目标值，辐射工作人员一年的全身有效剂量不超15mSv。
对于X射线现场探伤作业，根据GBZ117-2006的相关标准可知，作业时被检物体周围的空气比释动能率大于15μGy/h的范围内划为控制区，在控制区边界外将作业时空气比释动能率大于1.5μGy/h的范围划为监督区，在监督区边界附近不应有经常停留的公众。对于γ射线现场探伤，根据GBZ132- 2008的相关标准，将空气比释动能率大于15μGy/h的范围内化为控制区，在控制区边界外将作业时空气比释动能率大于2.5μGy/h的范围划为监督区。
2 三门核电射线探伤辐射安全管理
做好射线探伤现场安全管理工作，应建立健全安全管理机构、安全管理职责及安全管理制度，做好探伤管理人员和作业人员的安全防护培训、探伤现场安全防护及监督检查，以保证探伤作业的正常进行。三门核电厂根据相关安全法规及标准的要求，结合实际情况制定了射线探伤辐射安全管理程序，并在实践中不断完善。
2.1 射线探伤作业人员资质要求
射线探伤作业人员必须持有《放射工作人员证》和《民用核安全设备无损检验人员证》或《特种设备检验检测人员证》等上岗。射线探伤作业人员还需定期接受三门核电厂的辐射防护培训，取得相应的辐射防护授权资格。
2.2 射线探伤申请及审批
射线探伤工作负责人提出《射线探伤许可证》办理申请，同时提交射线探伤工作区域的平面示意图、剖面图以及《射线作业单》，要求射线探伤工作的平面示意图或剖面图能够清晰的标识出射线探伤辐射控制区的边界、探伤机摆放的具置、探伤设备或构筑物的具置等信息；探伤接口管理部门根据施工现场的工作安排进行协调，确定射线探伤工作的时间窗口；辐射防护科最终审核批准《射线探伤许可证》申请内容。
2.3 射线探伤辐射防护要求
三门核电厂根据现场射线探伤工作计划，提前探伤通告；建立工前会制度，对射线探伤作业程序进行讨论分析，并进行安全交底；建立射线探伤辐射控制区，控制区边界可利用现存的结构如墙、暂时的屏障或绳索、警示带等建立辐射控制区；在辐射控制区边界、控制区边界入口和人员通道处悬挂醒目的探伤警示牌，并在控制区边界入口处设置专用声光报警装置；射线探伤作业组应准备探伤作业程序、个人剂量计、便携式辐射剂量率仪、个人剂量记录文件、应急预案及应急物资。探伤开始前，射线探伤作业组应按照射线探伤机厂家提供的检查标准对射线探伤机做全面检查。
探伤正式开始前，使用试曝的方式确定控制边界的有效性，当控制区边界比释动能率超过15μGy/h，应立即停止探伤作业，重新确定边界；探伤作业过程中，至少有2名操作人员同时在场；探伤过程中禁止无关人员进入探伤区域，如发现有人误入探伤区域，探伤应立即停止。三门核电辐射防护人员在检查中，若发现辐射防护措施不符合要求或人员存在违规行为时，探伤作业须立即停止，则要求射线探伤单位进行整改，直至符合要求；
射线探伤结束后，探伤工作人员检查位置指示器，确保探伤源已经回收到探伤装置内，进入现场的人员需要手持便携仪表进行辐射测量，判断辐射水平与探伤开始前的辐射水平是否一致；射线探伤作业组解除边界控制，移除警示胶带，取回探伤警告标牌和声光报警装置，清理工作现场；探伤源或射线探伤装置归库后，关闭《射线探伤许可证》。
2.4 个人剂量管理与应急
承包商射线探伤工作人员的个人剂量监测及管理由承包商单位实施，必要时须向三门核电厂提供射线探伤工作人员的个人剂量。
射线探伤实施部门或单位须事先编制射线探伤应急预案，并在射线探伤工前会进行学习和审查；当应急情况发生时，射线探伤工作负责人须立即向保健物理主管部门对事件/事故进行报告，并按照应急预案进行处理。
3 探伤源剂量率的MCNP计算
射线探伤作业前须先划定监督区和控制区，并建立控制区边界。三门核电规定射线探伤控制区边界比释动能率不能超过15μGy/h。在空旷场地进行作业时，一般控制区范围较大，边界不易建立。而实际情况中，三门核电探伤作业常常利用作业区域周围的有效屏蔽物（如混凝土墙、钢制管道、罐体等），以缩小控制区的范围。当使用γ放射源探伤时，常利用GBZ132- 2008中的公式推导来计算出控制区半径。
比释动能率的计算公式为：
（1）
式中 F—比释动能率mGy/h
A—源活度GBq
—比释动能常数（mGy.·m2）/（h·GBq）
R — 距离m
T—屏蔽层厚度mm
D—半价层mm
该经验公式中，针对特定放射源，其 、D值是确定的，如表1。探伤工作中，常利用表1中数据来确定防护距离。当射线穿过屏蔽材料时，会发生散射或与物质相互作用产生特征X射线。这些散射射线或特征X射线可能会影响边界的比释动能率，而经验公式中并没有修正。为判断其影响程度，本文用MCNP模拟与经验公式两种方法计算活度为90Ci的192Ir放射源在不同距离不同屏蔽厚度情况下的比释动能率，计算结果如表2。MCNP模拟计算的标准误差在5%以内。
通过分析表2计算结果可以看出，MCNP模拟计算的结果要略大于经验公式的计算结果，但百分偏差最大不超过17%。分析其原因：（1）散射射线或特征X射线的影响；（2）MCNP计算中将放射源做点源处理，忽略了源的自吸收影响；（3）MCNP模拟计算标准误差影响，其标准误差小于5%。综上可得，射线穿过屏蔽材料时，其散射作用或产生的特征X射线对比释动能率的影响不大。所以利用经验公式计算放射源透过屏蔽材料后的比释动能率时，可以不考虑散射作用与特征X射线影响，该经验公式能够满足实际工作的需要。
4 总结
射线探伤作业是有辐射风险的，但只要按照国家标准规范管理，完全可使辐射风险处于可控范围内。三门核电厂从辐射安全层面，根据相关安全法规及标准的要求对射线探伤作业制定了合理完善的管理制度。最后，本文比较了用MCNP模拟与用经验公式两种方法计算放射源穿过屏蔽材料后的比释动能率的结果，证明比释动能率计算时，屏蔽材料的散射作用和射线与屏蔽物质相互产生的特征X射线对计算结果的影响不大，比释动能率经验公式可以满足实际工作的需要。
参考文献：
[1]《射线装置分类方法》，原国家环境保护总局公告2006年第26号[S].
[2]《放射源分类方法》，原国家环境保护总局公告2005年第62号[S].
[3]GB1887-2002，电离辐射防护与辐射安全基本标准[S].
[4]GBZ117-2006，工业X射线探伤放射卫生防护标准[S].
[5]GBZ132-2008，工业γ射线探伤放射防护标准[S].
[6]李兆太.γ探伤安全防护计算[J].无损探伤，2004（28）.
三门核电范文5
关键词 DWT-I；轴流屋顶风机；机械连接松动；刚度系数；阻尼系数
中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1671-7597（2014）14-0177-02
三门核电一期工程常规岛及辅助设施厂房的排风机均采用浙江上风实业有限公司提供的DWT-I型立式轴流屋顶风机。该型号风机利用先进的CAD软件优化设计，采用高密度铸造铝合金叶轮，可通过调整风机的转速、叶片角度来适应不同的工况，具有故障率低、结构简单、节能、低噪声和易安装的特点。但是在电站的除盐水处理系统最早移交生产之后，除盐水厂房加药间与泵房间的4台屋顶风机在1个月的时间内，均由于运行中的异常振动而停运检修，导致相应厂房的空气质量较差。
屋顶风机的安装位置比较特殊，检修工器具的搬运相对较为困难。考虑到电站其他厂房的屋顶风机基本上同除盐水厂房相似，为了防止类似的故障今后在其他厂房再次出现，因此对除盐水厂房其中1台屋顶风机的异常振动进行了原因分析，并从故障根源上对该型号屋顶风机提出了相应的预防措施。
1 DWT-I型风机的结构
DWT-I型屋顶风机为轴流翼型叶片式通风机，主要由基础框架、风阀、风筒、电机、叶轮、风帽组成，如图一所示。其中基础框架直接坐落在厂房屋顶的方形水泥基座上，并由水平方向的8根螺栓压紧。风阀直接安装在基础框架内，风筒通过螺栓与基础框架相连形成空气的流通通道。电机由互成120°角的3根支架固定于风筒内，位于叶轮的下方且与叶轮直连传动。叶轮通过锁紧螺母固定在电机轴的末端，它由轮毂和叶片组成且叶片角度可调。风帽位于风筒上方，通过螺栓与风筒连接，并在排风口处设有防鸟网。
2 故障描述
除盐水厂房4台屋顶风机运行过程中出现类似于上下晃动的“隆隆”噪声，并且噪声具有一定的规律性。实地观察屋顶风机运行时，发现风机的风帽存在“抖动”的现象。按照厂家的建议，每次调整风机基础框架上的8根水平螺栓即可消除振动超标现象，但是无法彻底根除。为了进一步的分析故障原因，按图一所标记的位置对除盐水厂房4台屋顶风机进行运行状态下的振动测量之后，发现屋顶风机其中一边所对应测点的振动值均高于设计值。其中1台屋顶风机的振动测量数值如表1所示。
3 振动超标的原因分析
由于该型号风机的结构特点，无法利用振动频谱分析的方法对异常振动情况进行诊断。通过测量数据，可以推断出风机在水平方向与竖直方向上均存在受力不平衡的现象。可能由于额外的激振力（比如：喘振、建筑结构振动等）或风机内部结构上的问题（比如：叶片不平衡、电机轴承损坏、风机质量过轻等），导致受力不平衡现象在风机运行中以剧烈振动的形式展现出来，并产生噪声。
在查阅关于轴流风机振动故障方面的原因分析之后，结合DWT-I型屋顶风机的自身结构特点，认为振动超标的潜在原因如下。
1）风阀无法全开，风机偏离设计工况运行。
2）防鸟网在卡槽内未固定牢固，运行时风机的振动带动防鸟网剧烈振动。
3）风机排风口处存在异物，风机偏离设计工况运行。
4）电机紧固螺栓松动。
5）风机叶轮平衡失效。
6）电机轴承损坏。
7）水泥基座不平整，风机基础框架未同水泥基座充分接触。
通过对风机进行解体的方法，对上述潜在的原因进行逐项排查。在解体过程中，对于上述7项潜在原因，仅发现电机支架同风筒间的紧固螺栓存在松动现象，并且竖直方向振动数值高于设计值一侧的水泥基座砂浆层已经断裂移位。因此，初步确定异常振动的原因为电机紧固螺栓松动和风机基础框架未同水泥基座充分接触，它们均属于常见的机械连接松动现象。
由上述公式可以看出，当角速度、阻尼系数C一定时，对于旋转机械而言，振动速度V与弹性元件的刚度系数K成反比关系。弹性元件的刚度系数K越小，则相应的振动速度V越大，且变化趋势较大。然而，电机同风筒的紧固螺栓松动或风机基础框架未同水泥基座充分接触时均会导致整个风机的刚度系数K变小，所以当刚度系数K降低到一定值时，屋顶风机出现了振动超标的现象。
为了验证上述结论的有效性，对除盐水厂房4台振动超标屋顶风机的水泥基座进行修复、抹平，并紧固了风机的所有紧固螺栓。然后，重新对屋顶对风机进行振动测量，其中1台屋顶风机的振动数值如下所示。事后，在观察除盐水厂房4台屋顶风机运行状况时，发现至今未再出现振动超标现象。
4 异常振动的预防措施
通过对DWT-I型屋顶风机的异常振动进行原因排查与分析之后，可以看出机械连接松动对该型号屋顶风机的运行存在着较大的影响，甚至为该型号屋顶风机振动故障的主要原因。在该型号屋顶风机运行工况与结构尺寸不变的情况下，为了防止类似的故障再次发生，可考虑适当地增加屋顶风机的刚度系数K和阻尼系数C，因此，对DWT-I型屋顶风机可提出如下预防
措施。
1）水泥基座验收时应关注其表面的水平度和硬度，尤其是水泥基座侧面的硬度。DWT-I型屋顶风机在安装时，主要由水平方向的8根螺栓进行固定，水泥基座比较容易因螺栓对其施加的水平力而出现断层现象。
2）联系风机设计单位为风机水泥基座和基础框架间增设合适的橡胶减振器，增大风机整体的阻尼系数C，从而减少风机的振动。
3）屋顶风机安装到水泥基座上后，应保证风机的基础框架同水泥基座充分接触，可采用“手锤敲击”的方法进行检测。
4）安装时，风机连接螺栓应按要求进行紧固。对于电机支架部分，在紧固完成之后，螺栓应配置相应的防松动部件。
5）如果条件允许，DWT-I型屋顶风机尽量采用预埋式的地脚螺栓进行固定。
5 小结
DWT-I型屋顶风机结构简单，发生故障的原因也相对单一。安装或运行过程中必须对机械连接松动情况加以防范，尤其是水泥基座部分的水平度和硬度，否则日后风机运行的过程中会因机械松动的问题导致风机本身的不平衡振动得到数倍地放大，进而出现屋顶风机振动超标的现象。对于三门核电一期工程51台该型号屋顶风机，上述预防措施将减少很多日后额外的消缺工作。
参考文献
三门核电范文6
兰州西郊山峦下的黄河之畔，坐落着兰州铀浓缩有限公司。这是一家有着辉煌历史的企业，曾经为中国的原子弹、氢弹、核潜艇以及第一座核电站――秦山核电站提供核燃料。
正因为工作的特殊性，长期以来，这里蒙着一层神秘面纱，被列为重点保密单位。
2013年夏天，这层神秘的面纱被掀开了一角：中核集团邀请多家媒体走进这里参观。参与此次参观的记者这样写道：“在一个大型白色厂房里，看到一排排的离心机设备正在运转，发出轻微的嗡鸣声。看不见的机器内部高速旋转着，将天然铀中的铀235与铀238分离，使之成为适合核电站使用的燃料。从这里的生产装置里提取出来的浓缩核燃料，经过再加工，被源源不断地运往中国各个核电站。”
之所以有此举动，缘于时代变迁背景下，中核集团管理层思想观念的转变。“发展民用核产业与发展核军工不同，这与社会公众利益密切相关，所以中核集团会更加注重沟通，要形成长期系列化科普活动，范围要广，程度要深，潜移默化影响公众，为公众增信释疑。”孙勤对《国企》记者表示。
鹤山遇挫
2012年2月，为了带动还比较弱小的核燃料产业有更好的发展，中核集团启动了一项总投资约400亿元的核燃料项目。消息一出，包括江苏、福建、广东、天津等多个地区开始抢夺该项目。预计项目建成后，可以为所在地带来超过500亿元的年产值，以及税收、就业、产业升级等诸多好处。
根据规划和实地勘察，中核集团最终选址广东江门鹤山市址山镇。鹤山紧邻台山核产业园区，更利于贴近市场和降低运输成本。中核集团核燃料项目建成后，其产能可满足核电发展2020年规划的50%燃料需求。“这不仅对鹤山、江门是一个巨大的拉动作用，而且对整个广东省核电产业布局带来巨大推动。”当地官员预期。
由于地方政府的积极配合，项目所在地村民搬迁、补偿等前期工作进展一切顺利。然而，2013年7月4日，中核集团龙湾工业园项目社会稳定风险评估公示》后，一场反对风暴迅速从网络蔓延到现实中。尽管鹤山当地政府和中核集团立刻采取了各种诚恳的沟通措施，但因时日太短，事态已经难以扭转。
2013年7月13日，江门市政府下发文件，称江门鹤山市政府决定尊重民意，对中核龙湾工业园项目不予申请立项。
这一结局完全出乎江门、鹤山两级政府的预料之外。“与这么大这么好的项目擦肩而过，只能说我们鹤山没有这个福气。这么大的项目足以提升我们的城市竞争力，甚至带动产业升级。”当地政府官员感慨道。
这一事件过去之后，中核集团进行了深入的总结与反思。“据我了解，主要的反对者几乎没有当地人，而来自周边的珠海、深圳甚至香港、澳门。这是一个在项目规划阶段被忽略的群体。”孙勤说。
此后，中核确定了新项目的三大原则。“首先要科学论证，并将论证结果公之于众。其次要充分沟通。江门事件中，就是因为项目推进过快，没有把这项工作做透，忽视了周边地区民众的关切。最后要慎重决策。决策结果要纳入法律程序，以避免少数人的意见绑架多数人，为中国核电产业的发展营造更好的舆论环境。”孙勤对《国企》记者表示。
沟通样板
浙江省台州市三门县健跳镇坐落着中核集团的另一个项目――浙江三门核电站。如果从2004年国务院批准算起，这座总装机容量750万千瓦的核电站落户健跳镇已整整10年。
10年来，作为我国首个三代核电自主化依托项目和全球首座AP1000核电站，浙江三门核电建设稳步推进，一期投资总额约400亿元，是浙江省有史以来投资最大的单项工程。三期工程完工后总投资超过1000亿元。
地方政府提供的数据显示，三门核电站建设期间，对地方财政的贡献比例大于5%，一旦投产发电将提升至10%以上。“更重要的是，该项目将为能源短缺的浙江省提供丰富的清洁能源。”三门县委书记董服标表示。
三门核电站建设期间，中核集团比较重视公共关系沟通，工程进展顺畅。福岛核泄漏事件之后，健跳还专门开辟了有关三门核电的工业旅游。旅游内容包括公众展厅、观景平台、北海堤等景点，设计了两条旅游线路，将工业旅游与核电科普相结合，与三门知名景点蛇蟠岛连在一起，门票为10元，游客来自杭州、台州等省内。
2013年11月23日，三门核电站被浙江省旅游局和经信委授予“首批浙江省工业旅游示范基地”，神秘的核电站首度面向社会人士参观。据不完全统计，截至目前，该电站接待各类参观者已达80000余人次。
类似的成功也出现在辽宁核电。
这是一家混合所有制的核电公司，由中国核工业集团公司、大唐国际发电股份有限公司、国家开发投资公司、浙江省能源集团有限公司、江苏省国信资产管理集团有限公司共同出资，成立于2009年。
该公司成立后，徐大堡核电项目随即启动。该项目规划为六台百万千瓦级核电机组连续进行建设，总投资约900亿元，坐落在辽宁葫芦岛市兴城海滨乡。
