DCS系统在AP1000前置泵试验台的应用

DCS系统在给水泵控制系统改造上的应用一、改造背景上安电厂＃3、4机组小汽机控制系统是由杭州汽轮机厂配套的WOODWARD公司生产的505控制器及其辅助接口设备完成。

505控制器安装在电子间，运行人员在OIS通过INFI-90硬接线与505控制器通讯，对505的全过程进行控制。

原505控制系统基本分为四部分：505控制器固化所有小汽机基本控制及保护逻辑；DCS实现小汽机跳闸/复位及其他保护功能和一些接口逻辑；DCS产生小汽机远方转速控制指令；最后是现场设备接口部分，包括复位/跳闸电磁伐、启动伐、电液转换器、转速探头等。

经过几年来的运行，发现存在不少问题，影响汽动给水泵的正常运行。

505控制系统存在的问题如下：上安电厂所用的 505型号厂家已不生产，且备件价格昂贵，每套505控制器近20万元。

由于505所有功能都集成在一块电路板上，组态不透明，无法修改。

哪怕只有一个备用的通道发生故障，都会引起整个505无法自检通过，造成无法启动。

同时，505本身一旦发生故障，即需返厂修理，修理费用昂贵。

二、改造的总体方案软件及INFI-90硬件工作1、取消先有505控制器，将505所有功能移植在DCS系统，新的组态设计应遵循505原系统的控制流程。

在控制功能上，不局限于原有功能，充分发挥了DCS系统的优势，使得原有控制功能和诊断功能更加完善。

改造后的小机控制系统连接在＃3机INFI-90环路PCU节点，新增1对MFP，占用原给水控制系统模件地址。

2、小汽机控制系统新增模件等控制及I/O电源均取自原给水控制系统机柜。

3、增加两套PEP，安装在原505柜内，为电液转换器提供24VDC工作电源4、转速控制由双测量改为三取中控制，并提供相应的保护功能。

5、原 DCS所有保护通过环路和硬接线进入新设计的逻辑参与保护，优先选用环路信号，环路故障自动切至硬接线信号6、小机跳闸状态通过环路送至新设计的逻辑7、本次改造所涉及的画面修改设计工作三、控制系统设计3．1从环路来信号和汽轮机运行信号的处理（1）环路信号有来自CCS转速设定点、给水泵使汽轮机跳闸共两个信号。

AP1000与M310型核电厂启动给水系统对比研究叶竹;曹思民;王诗倩;曾畅【摘要】压水堆核电站二回路给水系统为蒸汽发生器提供给水并维持蒸汽发生器水位.文章介绍AP1000核电机组主给水和启动给水系统(FWS),并与M310改进型机组的主给水泵和启动流程进行了对比分析,对我国自主设计三代核电站具有一定的借鉴意义.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)010【总页数】3页(P74-76)【关键词】AP1000压水堆;主给水和启动给水系统;给水泵;对比分析【作者】叶竹;曹思民;王诗倩;曾畅【作者单位】核反应堆系统技术重点实验室,四川成都 610213;核反应堆系统技术重点实验室,四川成都 610213;核反应堆系统技术重点实验室,四川成都 610213;核反应堆系统技术重点实验室,四川成都 610213【正文语种】中文【中图分类】TL421.10 概述第三代先进型压水堆AP1000技术核电机组的主给水和启动给水系统（FWS）是核电站常规岛二回路的重要系统，其功能包括：（1）执行纵深防御功能，为蒸汽发生器提供给水带走堆芯的衰变热，避免失去主给水时安全相关的非能动余热排出系统投入。

（2）在电厂热备用、启动、功率运行和需保持蒸汽发生器水位的停堆期间为蒸汽发生器提供给水。

（3）通过除氧器热力除氧和常规岛化学加药系统共同作用净化给水，保持给水水质。

（4）电厂功率运行期间，FWS系统通过除氧器和高压给水加热器加热给水，提高二回路的热效率。

（5）电厂启动前及启动期间，FWS系统将给水再循环至凝汽器，以净化调节水质。

本文对AP1000的FWS系统进行介绍，并与传统压水堆型M310中的给水系统作比较，分析比较两系统在各自堆型中的设计差异。

1 AP1000给水系统描述FWS系统的主要设备包括：除氧器、3台主给水前置泵、3台主给水泵、2台启动给水泵、2列高压给水加热器。

FWS管道和设备布置在汽机厂房中。

AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用周路生;魏文斌;刘一舟;郑正【摘要】AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件.基于ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2019(036)005【总页数】6页(P61-66)【关键词】AP1000顶盖;超声检查;涡流检查【作者】周路生;魏文斌;刘一舟;郑正【作者单位】国核电站运行服务技术有限公司,上海200233;山东核电有限公司,山东烟台265116;国核电站运行服务技术有限公司,上海200233;山东核电有限公司,山东烟台265116【正文语种】中文【中图分类】TH49;TL351;TG115.2850 引言1991年9月，法国某核电站压水堆在水压试验过程中发现了压力容器顶盖的控制棒驱动机构贯穿件管嘴存在泄漏的现象[1]，之后，各国核安全监管机构对顶盖在役检查都非常重视。

AP1000采用先进的三代非能动核电技术，其中压力容器顶盖一体化堆顶设计是重要创新之一，该设计可以有效缩短停堆换料周期、优化占用时间，提高设备操作的安全性[2]。

顶盖作为反应堆冷却剂系统(RCS)的压力边界的重要组成部分，对保障一回路系统的安全性具有重要意义。

AP1000核电站的反应堆压力容器顶盖外形是整体锻造而成的半球形封头，贯穿件通过过盈胀接的方式与顶盖连接，其底部与顶盖内壁设置J形焊缝[3]，贯穿件和J形焊缝材料采用Inconel 690材料替代了Inconel 600材料，有效地提高了对一次侧冷却剂水的耐腐蚀性。

AP1000压力容器顶盖贯穿件包括69根控制棒驱动机构(CRDM)管、1根排气管和8根Quickloc仪表接管，顶盖具体结构形式如图1所示[4]。

AP1000屏蔽泵的应用分析摘要：AP1000屏蔽泵作为当下拥有最大容量的飞轮式屏蔽泵，在核电领域拥有重要的应用意义。

笔者从AP1000的基本构造入手，分析了AP1000的主要不足和优势，进而对其实际应用提出几点看法。

关键词：AP1000；屏蔽泵；应用分析AP1000屏蔽泵作为我国第三代核电技术的主要代表之一，以其百万千瓦级的功率水平，表现出宽广的应用前景。

但就现阶段AP1000屏蔽泵的应用而言，尚未形成完整、科学的应用体系。

AP1000系统由两个并联环路构成，各搭配两个主泵，具有安全性高、噪声低、结构稳定等优点，但也有效率低、飞轮惯量较小等不足，故而对其进行应用分析，具有重要的现实意义。

一、AP1000屏蔽泵结构概述AP1000屏蔽泵在结构上与传统泵有很大的差异，其结构如图一所示。

主要包括屏蔽式感应电机（由封闭的转子和定子、屏蔽套组成）、单级离心泵、热屏（用于防止泵壳内部热量传递至电机内部）、3个轴承（1个双向推力轴承和2个径向轴承，采用水润滑）、2个飞轮（安装于电机上下两侧，用以增加转动惯量，延长惰转时间，辅助建立自然循环）等部件，以及冷却主泵各组件的两个设备冷却水回路。

图一 AP1000屏蔽泵结构简图二、AP1000屏蔽泵特点概述就AP1000屏蔽泵整体而言，具有安全性高、结构紧凑、运行平稳、占地空间少、噪声小、启动电流小等特点，主要体现于以下几点。

第一，采用变频器驱动。

一般感应电动机启动电流是正常工作电流的5-7倍，而AP1000主泵采用变频器驱动，降低冷态工况时电机功率，从而最大限度地缩小电机尺寸，由于变频器具备制动再生功能，允许主泵倒转时直接启动，并向所连接母线反馈电能的优势。

第二，AP1000在泵的结构组成方面进行了简化处理，反应堆冷却剂通过热屏与泵壳之间迷宫式密封进入电机内部，在辅助叶轮推动下，循环冷却电机，整个回路都处于压力边界内，因此不需要轴密封系统，减少了因轴密封装置失效，导致冷却剂泄漏造成小LOCA的事故，同时减少了维修工作量，又杜绝了机组对中偏差等问题, 同时取消了维持轴密封的补水流反应和密封水收集系统,。

世界首台 AP1000主泵安装难点分析及对策摘要：AP1000主冷却剂系统2台主泵独立悬挂在蒸汽发生器底部。

AP1000主系统的简化布置减少了主设备数量和主管道焊缝数量，增加了设备可靠性。

但采用主泵独立悬挂在蒸汽发生器底部的布置结构，主泵须在蒸汽发生器就位、安全壳顶封头封闭后，通过设备闸门和蒸汽发生器腔室吊装就位，使得主泵安装成为整个AP1000核岛安装中的最主要特点和难点之一。

本文主要结合三门1号机组主泵安装实践经验，介绍了世界首台AP1000主泵现场安装的主要工序和步骤，分析了AP1000主泵安装的主要优点和难点，并提出了主要难点的具体解决对策。

关键词：AP1000；主泵；安装；对中Analysis and Countermeasure for DifficultyOf First AP1000 Reactor Coolant Pump InstallationWang Yuan(Xiapu nuclear power company, Xiapu, Fujian, 355100)Abstract: In AP1000 nuclear power plant, two reactor pumps are installed under steam generator bottom. Compared to other nuclear plants, there are less main equipments and less reactor coolant pipe welds in AP1000 reactor, which can improve the reliability of the nuclear steam supply system. However，for the reactor coolant pumpsare installed under the steam generator bottom directly, not only the reactor coolant pumps must be installed after the steam generator installation and the containment vessel closed, but also it must be transported through equipment hatch and lifted through steam generatorroom, which makes the installation of reactor coolant pump become one of the difficult points of AP1000 construction. Based on Sanmen unit 1 construction experience, this article mainly describes the construction steps and technologies, analyzes the advantages and difficulties of AP1000 reactor coolant pump installation and raises the countermeasures for the core difficultiesKeywords: AP1000；Reactor coolant pump；Installation；Alignment;1.AP1000主泵以及安装专用工具1.1.AP1000主泵布置AP1000主系统布置有2个回路，每个回路含1根热段主管道，两个冷段主管道，1台蒸汽发生器（SG）和2台主泵。

AP1000 余热排出系统热态试验问题分析与解决摘要：本文主要就美国西屋公司设计的三代压水堆型APl000的余热排出系统（RNS）热态功能试验期间出现的问题进行分析并讨论相应对策。

关键词：AP1000；热态试验；纵深防御RNS系统及配置介绍RNS系统有两个序列，每一序列包括一台 RNS 泵和一台 RNS 热交换器，两列共用一条来自 RCS 的进水母管和一条返回 RCS 的出水母管。

RNS泵从RCS的热段吸入冷却剂，并将冷却剂送往与之对应的RNS热交换器中。

RNS泵出口冷却剂通过RNS热交换器将热量传递给设备冷却水。

每台热交换器的进出口都设有温度调节阀V006，用来调节冷却速率和目标温度。

热交换器旁路阀V008用于调节RNS 泵的出口流量。

冷却剂经热交换器后汇总，进入安全壳内，然后一分为二，与两条压力容器直接注入管线DVI相连，一起进入RCS。

在每台热交换器的出口引出一条RNS泵的小流量循环管线，用于在RNS热交换器出口低流量时，为RNS泵提供保护。

1.RNS热态试验内容分析SM1-RNS-T1P-502(RNS热态试验程序)验证以下系统功能反应堆冷却系统（RCS）正常冷却和升温。

RCS水装量减少时的运行（半管水位运行）。

在RNS正常冷却&换料运行时提供到CVS的停堆净化流。

RCS真空充注时RNS运行。

针对以上功能RNS-502分为以下章节：7.1 RCS充水试验7.2 RCS升温试验7.3 RNS正常冷却试验7.4 RCS半管液位流道试验下面根据热态试验进行的时间顺序，对各章节进行总结说明。

2.1.7.4 在RCS半管液位的RNS流道试验试验方法在半管水位条件下，分别投运RNS A列、B列和双列运行，分别调节对应V008、V057至手动全关，V006至手动全开。

单列运行时验证半管水位（1-RCS-JE-LT160A）稳定，就地检查RNS泵没有汽蚀、闪蒸现象，通过单列热交换器的流量大于等于427m3/hr;双列运行时，总流量满足要求（661.6~749.7 m3/hr），投入低压净化后净化流量满足要求（22.7 m3/hr）问题分析1)启动RNS泵前发现存在RNS隔离信号，经查尽管已经闭锁相关触发信号，但由于之前已发出信号仍然留存在系统之中，恰逢该处坏点恢复，触发信号产生，RNS泵无法启动。

AP1000核电站额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态分析程学庆;闫培福;付银君;顾先青【摘要】API000核电站额定功率运行时采用3台33.3％容量电动泵提供给水,无备用泵.通过对100％和70％额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70％额定功率运行;并通过对CENTS 程序建立的单台给水泵跳闸瞬态的仿真结果数据进行分析,验证了此瞬态下无需快速降功率动作,反应堆功率自动控制系统与蒸汽旁排系统能够将一回路平均温度维持在允许范围内,期间不会发生蒸汽发生器窄量程液位低跳堆事故,上述分析结果对AP1000核电站调试和运行具有重要参考意义.【期刊名称】《中国电力》【年(卷),期】2015(048)008【总页数】5页(P121-125)【关键词】AP1000核电站;给水泵跳闸;蒸汽发生器(SG)水位;瞬态分析【作者】程学庆;闫培福;付银君;顾先青【作者单位】国核工程有限公司,上海200233;国核工程有限公司,上海200233;三门核电有限公司,浙江三门317109;国核工程有限公司,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TM613;TK223.5+20 引言核电站主给水系统是通过向蒸汽发生器（steam generator，下文简称 SG）提供给水来维持核岛热量导出，保证电厂运行和安全的重要组成部分。

当给水系统发生各种危险工况时，SG的安全运行势必受到影响，从而对核电站核岛一回路和反应堆安全运行产生影响，严重时甚至会导致反应堆停堆等重大安全事故[1]。

通过对额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态工况进行模拟分析，可以较为准确地获得机组在此瞬态时主给水的流量和压力等参数的变化情况，从而定量地分析SG是否因短时失水而导致停堆，对分析电站能否在此瞬态下安全运行具有重要意义[2]。

1 系统概述AP1000核电站给水系统流程参见图1，该系统起始于除氧器水箱，3列升压泵/给水泵组通过3根独立的管道将水箱中的水输送至一根母管，通向6号和7号高压加热器，从7号加热器出口汇总至主给水母管后分为2路，通过给水控制阀分别向2台SG供水。

AP1000核电给水泵系统设计及改进程亮;徐智渊【摘要】This aritcle detailed described the function,current design and characteristic of feedwater system of nuclear power plant, and analyzed ordinance of feedwater system between nuclear power plant and power plant. Emphasized the performance, system compose,system design charactersic and max flow point of AP1000 Nuclear Power Plant. In the end, put forward the advice of feedwater system of AP1000 Nuclear Power Plant.% 详细介绍了核电给水泵系统的作用、常用设计及特点，并针对火电和核电给水泵系统配置进行了分析。

重点就AP1000核电给水泵系统的性能要求，系统组成，系统设计特点及最大点流量问题进行了详细说明。

最后针对Ap1000核电给水泵系统改进措施提出了建议。

【期刊名称】《机电工程技术》【年(卷),期】2013(000)002【总页数】5页(P42-46)【关键词】AP1000核电;给水泵系统;系统设计;系统改进【作者】程亮;徐智渊【作者单位】国家知识产权局专利局，北京100088;中国电能成套设备有限公司，北京 100011【正文语种】中文【中图分类】TM623.4给水泵在电站辅机中占有重要的地位，作为二回路的主要动力源，给水泵的功耗约为机组功率的2%，其安全可靠运行，直接影响到整个电站的安全性和可用率[1]。

给水泵的作用是将除氧器的水抽出并升压，经高压加热器送到蒸发器，由于系统设置给水泵的作用是使给水获得较高的压力，以便能进入高加后克服其中受热面的阻力，在高加出口得到额定压力参数的蒸汽。