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EPR机组首堆试验项目选取与实施

黄辉明 余维铭 伍家彬

黄辉明, 余维铭, 伍家彬. EPR机组首堆试验项目选取与实施[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 239-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0239
引用本文: 黄辉明, 余维铭, 伍家彬. EPR机组首堆试验项目选取与实施[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 239-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0239
Huang Huiming, Yu Weiming, Wu Jiabin. Selection and Practice of First of a Kind Test for EPR Unit[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 239-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0239
Citation: Huang Huiming, Yu Weiming, Wu Jiabin. Selection and Practice of First of a Kind Test for EPR Unit[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 239-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0239

EPR机组首堆试验项目选取与实施

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0239
详细信息
    作者简介:

    黄辉明(1983—),男,高级工程师,现主要从事核电站运行及核安全分析研究工作,E-mail: huanghuiming@cgnpc.com.cn

  • 中图分类号: TL329

Selection and Practice of First of a Kind Test for EPR Unit

  • 摘要: 为满足国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)、美国核管会(NRC)、英国核安全局(ONR)和法国核安全局(ASN)对新型压水堆核电厂首堆试验的相关要求,本文通过分析欧洲先进压水堆(EPR)机组的新设计理念和新设计特点并结合已建成压水堆核电机组的工程实践,提出了采用控制变量确定选取原则并通过五步选取流程确定首堆试验项目的方法。实践证明,该方法不仅可确保首堆试验选取与确定工作顺利有效的开展,还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证,保证了新堆型核电站后期安全稳定地运行,该方法也适用于华龙一号在内的其他压水堆核电技术路线。

     

  • 图  1  试验完整性的分析方法

    Figure  1.  Analysis Method for Test Completeness

    表  1  EPR首堆试验选取变量

    Table  1.   Selected Variables for EPR FOAK(First of a Kind Test)

    序号变量名称及说明变量使用范围
    变量1  瞬态风险:试验可能会引入瞬态导致运行参数的急剧变化使系统或设备超出运行限值的要求 首堆试验
    变量2  特殊仪器仪表:复杂试验需要设计和使用专门的工具及仪表 首堆试验
    变量3  设备与进度:需要在严重或特殊的试验工况下进行多次试验 首堆试验
    变量4  法律法规要求 首堆试验
    变量5  过去的实践及经验反馈 首堆试验
    变量6  试验将产生不可用事件的风险:
    违反运行技术规范
    首堆试验
    变量7  试验时可能失去对机组的控制 首堆试验
    变量8  合同要求 首堆试验
    变量9  不同项目之间设计差异 首台或首N台机组试验
    变量10  不同国家之间的法规差异 首台或首N台机组试验
    变量11  不同电站之间的操作差异 首台或首N台机组试验
    变量12 同种技术不同项目之间的布置差异 项目首堆试验
    变量13 同种技术不同项目之间的设计差异 项目首堆试验
    变量14 同种技术不同项目之间的设备差异 项目首堆试验
    变量15 同种技术不同项目之间的电源差异 项目首堆试验
    下载: 导出CSV

    表  2  中国台山核电站EPR首堆试验清单

    Table  2.   Test List of EPR FOAK(First of a Kind Test)in TSNP of China

    序号程序代码试验类型试验名称
    1 TP-RCP-125 首台机组试验  RCP热损失测量试验
    2 TP-RCP-204 首台机组试验  部分冷却试验
    3 TP-PER-104 首台机组试验  SG裕度试验
    4 TP-PER-105 首台机组试验  除堆芯外核岛热功率输入测量试验
    5 TP-ASG-101 首台机组试验  应急给水系统在热停堆工况下注入SG试验
    6 TP-RIS-200 首台机组试验  一回路真空下RIS系统在RHR模式运行试验
    7 TP-VDA-103 首台机组试验  一列 VDA的排放能力和噪音水平试验
    8 TP-VVP-112 首台机组试验  主蒸汽暖管管线最小流量试验
    9 TP-OIC-106 首台机组试验  中间停堆RIS/RHR连接工况下PICS-SICS切换试验
    10 TP-OIC-108 首台机组试验  中间停堆RIS/RHR连接工况下MCR-RSS切换试验
    11 TP-BAS-109 首台机组试验  黑启动试验
    12 TP-BAS-105 首台机组试验  柴油发电机带载性能试验
    13 TP-RCP-202 项目首堆试验  堆内构件流致振动试验
    14 TP-RCP-200 项目首堆试验  不同主泵配置工况下稳压器喷淋效率试验
    15 TP-RCP-203 项目首堆试验  自然循环试验
    16 TP-RRC-120 项目首堆试验  失去1台主泵试验
    17 TP-KIV 103 项目首堆试验  RCP和主泵部分的振动监测系统特殊振动校验试验
      RCP—一回路冷却剂系统;SG—蒸汽发生器;RIS—安全注入系统;RHR—余热排出;VDA—蒸汽大气排放系统;PICS—信息处理与控制系统;SICS—安全信息和控制系统;MCR—主控制室;RSS—远程停堆站
    下载: 导出CSV
  • [1] 国家核安全局. 核动力厂运行安全规定: HAF103—2004[S]. 北京: 法律出版社, 2004: 1-25.
    [2] 国家核安全局. 核电厂调试程序: HAD103—02[S]. 北京: 法律出版社, 1987: 1394-1426.
    [3] IAEA. Commissioning for nuclear power plants: NS-G-2.9[S]. Vienna: IAEA, 2003: 47.
    [4] NRC. Initial test programs for water-cooled nuclear power plants: RG 1.68[S]. Washington, DC: U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2007: 13-22.
    [5] VIERNE Vincent. Design transient specification list of loading conditions[Z]. 2018.
    [6] LHOYER STEPHANIE. Design transient specification categories 3&4 primary and secondary systems[Z]. 2009
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出版历程
  • 收稿日期:  2020-05-19
  • 修回日期:  2020-08-16
  • 刊出日期:  2021-08-15

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