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三门核电范文1
关键词：可靠性管理；酸碱浓度计；PH表；浊度仪；电导率表
中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2014）08-0123-03
1 概述
在三门核电站中，运用了各种各样的分析仪表，在电站的运行过程中，这些仪表由于自身的特点以及稳定程序，会存在偏离预期工况的情况，这就需要在电站的过程中，定期对分析仪表进行检查，必要时进行校验，进行预防性维修，从而保证分析仪表在寿期内都能稳定运行在我们所要求的范围内，此项工作可以称为分析仪表的可靠性管理。
2 可靠性管理概述
分析仪表的可靠性即分析仪表在规定的条件下和规定的时间内完成规定功能的能力。可靠性的管理即通过预防性维护的手段，根据设备的失效时间数据分析，提前对设备进行维护，尽最大可能消除在规定条件和时间内设备失效的风险，从而提高机组的运行性能。
以往电力生产单位中为了避免设备失效频繁对仪表进行拆卸校验、解体清洗，这些行为可能在一定程度上损坏了仪表的稳定性能，间接上有损设备的可靠性。三门核电在分析仪表的可靠性管理上，摒弃了上述行为，通过对仪表运行状况和失效数据的分析，在设备设计的可靠性运行范围内，只进行一些必要的项目，不对仪表做过度的校验解体。
在可靠性管理过程中，要结合仪表的对于核电厂安全以及经济生产的重要程度，将仪表分为关键和非关键设备来进行管理，对于关键设备进行重点关注，非关键设备，某些项目的周期可以适当延长，这样可以在不影响电厂正常运行的情况下，减少人力的投入以及过度频繁的维护对仪表固有稳定性造成不良的影响。
3 分析仪表概述
3.1 分析仪表简述
本文中所指的分析仪表仅指常规的分析仪表，是在生产过程中连续或周期性检测物质化学成分或某些物性的自动分析仪表，对于辐射监测方面的测量仪表不在本文的分析范围之内。
对于一个设备的预防性维修来说，维修项目的制定者需要对于设备的原理和结构有了充分的理解，能够进行深入的设备失效机理分析，这样才能保证根据失效分析的结果，在设备失效之前对其采取维护项目，保证设备能够继续运行在要求范围内。
三门核电站中使用的分析仪表主要的种类有：ORP、PH、电导率、硅表、离子色谱仪、联氨根表、钠表、气体浓度表、溶解氢表、溶解氧表、酸浓度计、碱浓度计以及浊度仪等。
本文仅针对酸碱浓度计、PH、电导率、浊度仪表进行可靠性管理分析。首先简单介绍下这几类仪表的原理。
3.2 PH表
PH表利用溶液中H离子的浓度（活度）产生的电极电位，引起的电子元件传感器转化后的数字变化来显示和反应当前溶液的H离子浓度。主要由测量电池盒高阻毫伏计两部分组成，测量电池是由指示电极、参比电极和被测液构成的原电池，参比电极的电极电位不随被测溶液浓度的变化而变化，指示电极对被测溶液中的待测离子H+有敏感作用，其电极电位是H+活度的函数，所以原电池的电动势与H+的活度有一一对应的关系。
图1 PH表基本原理图
3.3 电导率表
衡量液体的导电能力时，是用电阻率的倒数电导率来表示，溶液的电导率可以看成是用电极常数为1的电极测得的溶液电导值。
电导率表的原理如图2所示，将相互平行且距离是固定值L的两块极板（或圆柱电极）放到被测溶液中，在极板的两端加上一定的电势（一般采用交流信号），然后通过电导仪测量极板间的电导。
图2 电导率表
电导仪主要由电导池、转换器两部分组成。电导池又称检测器，它与被测介质直接接触，将溶液的浓度变化转化为电导或电阻的变化；转换器的作用是将电导或电阻的变化转换成标准的直流电压或电流信号。
3.4 浊度仪
浊度计是测量水的浑浊程度的仪器，各种类型的浊度计都是利用光学方法进行测量的，浊度与透射光和散射光的强度成比例。
浊度仪通过把来自传感器头部平行光的一束强光引导向下进入浊度仪本体中的试样，光纤被试样中的悬浮颗粒散射，与入射光线中心线成90度方向散射的光线被浸没在水中的光电池检测出来。
3.5 酸碱浓度计
酸碱浓度计电极为感应式电极，测量电导值以后换算成浓度，进行显示。测量原理与电导表的测量原理
相同。
原理如图2所示，将相互平行且距离是固定值L的两块极板（或圆柱电极）放到被测溶液中，在极板的两端加上一定的电势（一般采用交流信号），然后通过电导仪测量极板间的电导。
4 分析仪表可靠性管理简述
4.1 PH表的可靠性管理
AP1000三门核电PH表通过以下预防性维护方案来进行可靠性管理：巡检、校验、定期更换填充液和电极。
（1）巡检。项目描述：由于PH表参比电极填充液可使用1-2个月，技术人员每个月对填充液进行巡检，查看填充液的数量是否满足要求，在必要时进行添加，确保电极不会变干。
项目周期：1个月巡检一次。
（2）校验。项目描述：校验能够保证设备在规范要求内运行，验证输出精度；在校验PH表的过程中，检查PH表的参数是否正确，从而确保PH表在要求的范围内稳定运行。
项目周期：由于PH表运行过程中易漂移，因此周期为3个月校验一次。
（3）定期更换填充液和电极。项目描述：参比电极填充液在不足四分之一时必须进行更换，因此需要根据巡检的结果更换填充液；同时，由于电极的特性，PH表的电极一般需要定期更换。
项目周期：填充液的更换周期为按需求更换，具体更换时间根据巡检结果来评估；电极更换周期为1年。
4.2 电导率表可靠性管理
AP1000三门核电通过以下的预防性维护手段来进行电导率表的可靠性管理：校验、定期更换。
由于电导率表的性能相对于PH表来说更加稳定，因此，在预防性维修项目上，电导率表与PH表有不少差异，而且在周期上也有很大差距。
（1）校验。项目描述：校验需要验证电导率表运行在要求的精度范围内，在校验的过程中对电导率表的参数进行检查。
项目周期：由于电导率表的周期相当稳定，漂移很小，因此校验周期相比较运行不够稳定的PH表要长。对于影响核安全和电力生产的关键设备，18个月校验一次；对于非关键设备，3年校验一次。
（2）定期更换。项目描述：如果校验过程中发现电导率表的部件不能支撑下一个周期内的稳定运行，则对其进行更换。
项目周期：电导率表的定期更换依据校验过程中的数据或者技术人员的判断来进行。
4.3 浊度仪可靠性管理
浊度仪通过以下预防性维护项目来进行可靠性管理：校验、定期更换。
（1）校验。项目描述：对浊度仪进行校验，检查仪表参数。
项目周期：1年
（2）定期清洗或更换。项目描述：电极清洗或更换；易损件更换。
项目周期：1年
4.4 酸碱浓度计可靠性管理
酸碱浓度计由于其在电厂生产中的作用不是很大，同时考虑仪表的性能以及价格上，一般不对酸碱浓度计做可靠性管理，将酸碱浓度划归为仪表失效后进行维护更换范围内，不对其进行预防性维修，节约的人力成本比更换酸碱浓度计花费更划算。
4.5 三门核电分析仪表可靠性管理总述
综上所述，三门核电分析仪表的可靠性管理是通过分析仪表的预防性维修项目来进行的，通过预防性维修项目，在设备失效前对其维护，消除失效隐患，保证电厂系统的长久稳定运行。
通过PH表、电导率表、浊度仪以及酸碱浓度计的可靠性管理项目可以看出：分析仪表的可靠性管理根据仪表的结构不同、仪表本身性能的稳定性不同、运行要求的不同、仪表的关键程度不同以及工况的不同，每种分析仪表有不同的预防性维修策略，上述4类分析仪表的维护策略各不相同；同一类设备，对于安全和电力生产关键的设备与非关键的设备可以采取不同的维修策略进行管理，提高运行效率，例如电导率表的可靠性管理；如果仪表对于生产关键作用不大，而且纠正性维修的成本更低，这些仪表就不做可靠性管理，节约人力成本，例如酸碱浓度计的可靠性管理。
综上所诉，对于每一类仪表，根据其本身的特性以及运行的工况分类进行可靠性管理，可以在保证机组正常运行的情况下，尽可能的降低维修项目，在降低人力成本的同时，也降低了维修中造成设备性能损失的风险。
5 结语
以往，每个电厂对于分析仪表，不考虑类型、工况、关键与否、成本，均进行校验，在增加人力资源成本的情况上，也会对设备本身的稳定性造成破坏，加速了仪表的衰退；同时，每次大修过程中，对分析仪表都进行拆解校验，大大延长了大修工期，进而影响机组的年度指标。
因此，三门核电分析仪表进行可靠性管理是至关重要的，对于其他每一个电厂来说都是很有必要的，通过很多不必要的项目的减少，尤其是部分过度维护活动的减少，大大提高了对设备本身稳定性的利用，同时又能在设备失效之前对其维护，保证其后续的稳定运行。
三门核电范文2
【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3
关键词：三门核电；AP1000；主泵；变频器；VFD；运行风险分析 文献标识码：A
中图分类号：TM921 文章编号：1009-2374（2015）24-0056-03 DOI：10.13535/ki.11-4406/n.2015.24.028
1 概述
三门核电采用AP1000机组，其主冷却剂系统包括两个环路，每个环路设置一台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器配置两台主泵，主泵直接与蒸汽发生器的下封头连接，取消了传统压水堆主冷却剂系统中的过渡段设计。AP1000主泵为全密封式的屏蔽电动泵，由美国EMD公司制造。主泵为立式、单级离心泵，叶轮直接连接在电机转子轮轴上，电机的定子和转子均密闭在耐腐蚀的屏蔽套中，并承受反应堆冷却剂系统压力。AP1000主泵取消了主泵轴封设计，消除了因轴封失效而导致失水事故的可能性，提高了电厂的安全性，也减小了泵的维修工作量。每台主泵都配置有变频器（下文中均已以VFD表示），VFD与主泵同时运行。VFD可降低冷态工况时的主泵的转速和电机功率，从而最大限度地缩小电机尺寸。
2 VFD简介
AP1000主泵采用西门子生产的WC-III HA水冷完美无谐波变频器（单元串联多电平PWM电压源型变频器），该变频器具有谐波分量小、功率因数高、输出波形好的优点。三门核电AP1000所用变频器的每相由6个额定电压为750V的功率单元串联而成，输出的相电压可达到4.5kV、线电压7.79kV。改变每相功率单元的串联个数或功率单元的输出电压等级，就可以实现不同电压等级的高压输出。
WC-III HA型变频器配置有功率单元旁路功能和中性点偏移技术以提高电机运行的可靠性，如图1和图2所示。通过以上技术，三门核电配置的变频器功率单元具备N-2冗余的能力，即在2个功率单元失效的情况下，变频器仍然能够提供三相对称的交流电压以满足主泵电机额定运行电压的需求。
图1 正常运行时功率单元的输出
图2 A相两个功率单元被旁路时的输出
3 AP1000主泵运行限制条件与保护信号
3.1 AP1000主泵的运行限制条件
（1）当一回路温度小于274℃时，需要限制主泵转速不超过88%；（2）当反应堆冷却剂系统温度大于 71℃时，至少要保证一台主泵处于运行状态，以保证一回路各处温度和化学性质均匀；（3）当反应堆冷却剂系统温度大于66℃时，必须维持CCS向主泵供应冷却水；（4）如果有主泵处于运行状态，那么Ⅰ环路至少要有一台主泵运行以防止PRHR HX中出现逆流；（5）如果有主泵处于运行状态，那么停运主泵的转速（正转或反转）必须大于300rpm以维持轴承水膜的厚度。
3.2 主泵相关的反应堆停堆和专设安全设施驱动信号
（1）RCS任一热段流量低于90%额定流量，触发反应堆停堆；（2）任意两台主泵转速低于91%额定转速，触发反应堆停堆；（3）以上两个信号受P-10信号（反应堆功率量程>10额定功率）闭锁；（4）任一主泵轴承冷却水温度高于85℃，触发反应堆停堆，关闭设备冷却水系统安全壳隔离阀并停运所有主泵；（5）堆芯补水箱（CMT）动作时，会停运所有主泵。
4 VFD对于电厂运行造成的风险
4.1 VFD运行方式造成的电厂运行风险
VFD的运行方式是造成电厂运行风险增加的根本原因。按照标准AP1000的设计，VFD只是在反应堆启动和停堆冷却阶段，主泵进行转速调整时使用。在主泵达到额定转速之后，特别是在机组功率运行期间，VFD处于旁路状态，即中压母线直接向主泵电机供电，VFD不需要随主泵连续运行，其有效运行时间要远小于电厂的运行时间；并且在电厂正常运行时可以开展VFD的设备维护和部件更换等工作。但是，由于AP1000主泵电机的额定转速（1789rpm）及主泵叶轮是按照60Hz进行设计，而中国交流电的工频为50Hz，三门核电的VFD必须与主泵电机同时运行，才能维持主泵在额定转速，以满足反应堆冷却剂流量的要求。因此，在电厂功率运行状态下，一旦变频器出现故障而不能维持主泵100%转速运行，就可能造成主泵运行异常甚至停泵，从而触发反应堆停堆。单台或多台主泵停运会使堆芯的强迫冷却能力降低，甚至需要依靠自然循环带走堆芯衰变热，对堆芯和RCS产生热冲击，增加了非能动专设安全设施动作和堆芯过热的概率，降低了核电厂的经济性。
4.2 设备性能本身造成的电厂运行风险
VFD的核心部件为电力电子部件，受部件本身的寿命及运行特性所限，会影响到VFD的正常运行，在瞬态工况下使电厂的运行可靠性受到影响。
4.2.1 VFD对供电连续性的要求降低了厂用电源快速切换的可靠性。为了保证VFD的正常运行，中压母线电源的快速切换时间限制为100ms。根据已经完成的中压母线电源快切试验数据来看，在中压母线不带载且不考虑两路独立厂外电源相角差的前提下，快速切换的时间在101ms左右。因此，在实际的运行过程中，当发变组保护动作触发电源快速切换时，VFD极有可能由于快切时间不满足要求而停运，从而造成主泵停泵并触发反应堆
停堆，增加了堆芯在丧失一路厂外电源时的运行风险。
4.2.2 VFD设备部件的寿命影响反应堆的正常运行。根据某变频器厂家的经验，VFD功率单元使用的IGBT组件的寿命在保养得当的情况下，可达到8至10年。另外，为保证冷却水的水质，VFD冷却单元配置有专门的除盐装置，该装置的寿命为1～2年，在冷却水电导率达到5μs/cm，则需要停运VFD对除盐装置进行更换。因此，电厂运行的过程中会出现由于VFD部件的寿命到期而必须停堆停泵以实施部件更换工作的情况，增加了电厂计划外停堆的可能性。
4.2.3 VFD冷却单元可达性影响维护工作的开展。VFD的冷却单元布置十分紧凑，在其屏柜内没有预留足够的维修空间，当设备部件出现异常时，维修人员难以在短时间内完成异常情况的处理，VFD可能会由于冷却单元的小故障无法及时处理而造成整台设备的停运。另外，由于冷却单元的可达性不佳，也会造成VFD的维修时间延长，影响电厂的经济性。
4.3 VFD在实际运行经验中发生的事件和故障汇总
西门子完美谐波系列变频器在核电厂已经积累了一定的运行业绩，以下为该系列变频器在核电厂运行过程中发生事件和故障的整理和汇总。
4.3.1 控制系统故障。（1）功率单元旁路接触器控制回路故障，将已经被旁路的故障功率单元重新接入系统当中，造成VFD跳闸；（2）直流电压信号偏差过大造成直流接地信号，触发直流接地保护动作，VFD跳闸；（3）控制系统总线模块失效造成VFD跳闸；（4）电厂集成控制系统信息拥堵造成VFD对来自电厂控制系统的指令没有响应。
4.3.2 冷却系统失效。（1）输入隔离变压器冷却水接管泄漏；（2）冷却水接管和材料选型存在缺陷，造成冷却水泄漏。
4.3.3 现场错误的技术方案或操作失误。（1）由于功率单元的更换和系统重置，使得之前对VFD升速限制的修改被消除；（2）现场维护人员对于新技术的情况不够了解，造成VFD的参数设定错误，致使VFD在进行维修后试验时不能启动。
4.3.4 安装和维护工作不当。（1）功率单元内C12电容内残存的空气受热膨胀，造成8个功率单元性能下降，但是在之前的预防性维修项目中，没有对电容的状况进行检查；（2）与CT相连的屏蔽电缆与柜内接地线距离太近，以致电缆的屏蔽不足，触发电机接地过电流保护动作；（3）由于电缆接头在安装时紧固不足，运行过程中电缆与终端之间谐振产生的循环应力造成电缆脱落。
5 应对策略
主泵变频器（VFD）为非安全相关设备，但是受制于主泵的设计和VFD的运行方式，在VFD故障或者电厂运行瞬态时易造成电厂计划外停堆，影响核电厂的经济性，也增加了触发非能动专设安全设施的风险。针对VFD对于电厂运行造成的风险，主要的应对策略包括两方面：一是在出现故障后及时稳定电厂的状态，防止事件扩大；二是加强设备状态的跟踪和维护，减少故障发生的可能性
并尽量缩短维修时间。具体可采取的应对策略如下：
第一，电厂在正常运行期间发生VFD故障，应视为主泵故障进行处理。运行人员应进入相应的故障运行规程；如VFD不能维持主泵运行在100%转速，运行人员则需要实施紧急停堆，进入应急响应规程以稳定电厂状态。进入相关规程之后，运行人员根据电厂的实际工况调整可运行主泵的转速，以维持主冷却剂的强迫循环，同时保证所有主泵的转速（正转或反转）在300rpm以上。在电厂状态稳定之后，应立即联系VFD的维修工作，尽快恢复主泵的运行。
第二，根据WC-III HA型变频器的运行经验编制备品备件的配置方案，适当增加备品备件范围和数量，特别要关注除盐装置、功率单元备件等易耗元件的配置数量。在VFD出现故障时，采取“先换后修”的方式，优先采用备件对故障元件进行更换，缩短VFD的维修时间，提高维修效率，尽量缩短主泵和反应堆的停运时间。
第三，建立VFD，特别是VFD易耗部件的状态检查和寿命跟踪机制。在制定电厂的停堆换料计划时，也应考虑VFD部件的寿命问题，尽量在换料大修期间完成VFD的检查、维护和部件更换工作，避免由于VFD的问题造成电厂的计划外停堆。
第四，根据已有的WC-III HA型变频器的运行经验完善VFD的维护方案，维护方案应能够覆盖运行电厂出现过的所有问题，并通过定期检查和维护工作及时发现并予以处理，杜绝同类问题重复发生。
第五，加强VFD在单体调试过程中的检查力度，确保设备的安装质量满足设备规格书的要求。对于运行经验中出现过故障或者问题的部件，应重点检查，降低运行过程中设备故障的概率。
第六，VFD为高集成度的成套设备，设备维修的难度大，应与设备厂家建立快速响应渠道，在需要维修时确保厂家能够及时到达现场处理问题，尽量缩短由于等待厂家人员而造成的维修时间。
6 结论
三门核电范文4
【关键字】工程质量扭王字块质量控制管理
1．工程概况
三门核电工程地点位于浙江省台州市三门县境内，依山伴海。东部和东南部靠近海边。西部和西南部靠近低山丘陵。三门县靠海地区夏秋季会受到台风的严重影响，核电站依山伴海必定首当其冲。所以必须在核电站的东部和东南部沿海修建防波堤，防止台风突发，带来的巨浪给核电站造成影响或危害。为了达到很好的防浪效果，将在防波堤下面安放用于消浪的扭王字块体。
在预制混凝土扭王字块过程中，发现扭王字块块体出现了裂缝、水线、烂脚、蜂窝麻面等表观问题。对于出现的问题，究其原因，主要是管理上的疏忽导致的原料问题和操作不严谨与失误。
2．做好扭王字块的质量控制管理工作，要从以下方面把关：
加强施工质量控制对工程质量起着保证作用，其核心是贯彻 “预防与把关相结合，以预防为主”的方针，其目的是控制影响扭王字块施工中质量的各种因素，以保证工程质量达到预定的目标。影响工程质量的直接因素主要有设计、材料、施工、检验四个方面，实施在全施工过程中进行有效的事先预防、中间控制和事后补救。其它因素也是不可忽视的。
抓好施工，以防患于未然。施工单位的施工要通过定期检查，有的放矢地对重点突击的问题进行现场检查、评比和交流，对存在的问题，施工要点、注意事项等要进行书面交底，对虽未发生但根据质量情报信息预测可能发生的问题，要及时采取预防控制措施，避免扭王字块施工质量问题的发生。
加强质监基础工作，基础工作要有计划、有目的、有步骤地实现质量管理总目标，也是为质量管理创造前提条件的最基本的工作。只有重视基础工作，才能坚持做到施工中的“四有”、“五化”，即：“四有”为有方案、有标准、有制度、有目标；“五化”为施工规范化、操作规程化、技术标准化、管理制度化、数据科学化，才能确保建设总目标最合理的实现。
明确技术标准、强化标准工作，各项工程的设计资料、施工规范、操作规程、工艺要点，质量检验方法和评定标准，实施细则等文件资料，统一印发至施工单位，使其人人目标明确，有章可循。
2．1混凝土的质量控制管理
混凝土质量控制过程按生产顺序可分为混凝土质量的初步控制、生产控制和合格性控制三类。
2．1．1混凝土的初步控制管理
为了是混凝土质量得到保证，使用的商品混凝土，商品混凝土入机原料必须符合国家和三门核电有关标准。不得自行改变混凝土的入机原料。并且施工单位和监理进行原理抽查，保证原料符合规定。
原材料是工程实体的组成部分，对工程质量有着直接关系。因此，要求施工单位和商品混凝土站：一是把好材料采购关；二是对各种原材料进行测试鉴定；三是严禁使用不合格材料和半成品。水泥应该按批次进行抽检，保证合格性。各种材料应该附有出厂合格证。
原材料称量设备和称量的准确性应定期检测校核，混凝土原材料称量的准确性，直接影响到混凝土配合比的变化及拌和物和易性的变化，所以定期对称量设备进行校验是保证混凝土质量的重要措施。
三门核电工程原材料称量允许偏差规定：水泥、粉煤灰称量允许偏差为±1%；砂、石允许称量偏差为±2%；水允许称量偏差为±1%；外加剂允许称量偏差为±1%。要求即使施工高峰期，也必须每星期校验一次，从而有效地防止了系统误差的发生，保证混凝土的整体质量。
混凝土的配合比对扭王字块的质量起着至关重要的作用，在计量方面，每台班最少抽检2次，计量技术人员专门负责抽查调试，并做好记录。没有技术人员的同意，不得自行调整混凝土的配合比。
2．1．2混凝土的生产控制管理
为适应海浪的冲刷，混凝土等级设计为C40，浇筑工艺为混凝土漏斗浇注，振动棒振实。扭王字块模板的特殊性，造成振捣作业困难，有一部分混凝土是靠自身重量来密实的，这就要求混凝土有较好的流动性，考虑到施工要求的和易性和粉煤灰混凝土的高粘聚性，设计坍落度为100―120mm，允许放宽至140mm。决不让不合格的混凝土进入工程，因控制人员工作失误造成的，一经发现，立即辞退。而且规定出机坍落度小于70mm或大于160mm的混凝土按废料处理。由于坍落度小于70mm，即使再往混凝土搅拌车中加入增塑剂，其流动性也无明显好转，且漏斗容易堵塞，影响施工，不利于振捣，有可能造成峰窝麻面等质量事故；坍落度大于160mm时，在混凝土施工过程中，容易造成拌和物离析，粗骨料下沉到模板底部而水泥浆浮在上面致使混凝土表层水泥浆过多，水灰比过大，成为一层强度低的薄弱层，致使表面产生裂缝等质量问题。三门核电还明确规定，混凝土一旦出机，决不允许加水处理，在坍落度过小的情况下，可在混凝土加增塑剂在混凝土搅拌车中调试，若还达不到施工要求的和易性，即按废料处理。
对混凝土的搅拌时间应严格控制，施工单位应严密监督操作人员遵守操作规程，选择适宜的拌和程序和时间，保证拌和物的均匀性。
为防止混凝土产生裂缝，配合温控工作，需在混凝土施工过程中，定时测量原材料的温度和混凝土的出机口温度。夏季施工混凝土出机口温度规定为：粉煤灰混凝土在15℃以下，采取原料遮阳或预冷骨料，加冷水加冰拌和等措施。 扭王字块块体体内外温差应控制在25℃以下，防止由于温度应力而产生混凝土的表面裂缝。
混凝土浇筑完毕后，应按施工方案及时采取有效的养护措施，在12小时以内加以覆盖，并浇水养护，养护时间不得小于28天。浇水次数应能保持混凝土处于足够的湿润状态，混凝土养护用水应与拌制用水相同。采用塑料布覆盖养护的混凝土，其敞露的全部表面积应该覆盖严密，并应保持塑料布内有凝结水。当日温度低于5℃时，不得浇水。混凝土养护期间应注意采取保温措施，防止混凝土表面温度受环境影响（如暴晒、气温骤变等）而发生剧烈变化。养护期间混凝土的芯部与表面温度不宜超过25℃。
2．1．3混凝土的合格性控制管理
混凝土工程质量的评定和验收标准，都是取自设计龄期（28d龄期）的试验资料。当配合比有变动时，每一配合比应留置试件。留置的每组试件由三个立方体试件组成。制作时，试件取自同一罐混凝土，以三个试件的强度的平均值作为该组试件的混凝土强度的代表值。当三个试件中强度的最大值或最小值之一与中间值之差不超过了中间值的15%时，取中间值。当三个试件强度的最大值和最小值与中间值之差超过了中间值的15%时，该组试件不应作为强度评定的依据。
对混凝耐久性有很高的要求，因此对混凝土的抗冻、抗渗性能也提出了相应的技术要求。施工单位应对有抗冻、抗渗要求的混凝土，每星期至少成型2组试件，以满足对三门核电工程混凝土耐久性的需要，保证混凝土的施工质量达到一流工程的标准。
2．2模板的质量控制管理
新买的模板表面粗糙，棱角分明，焊痕明显，需要进行磨光打平处理，未经磨光打平处理或处理不到位的模板因表面粗糙，造成扭王字块脱模困难，块体上出现烂脚，掉块等表观质量问题。这些未经处理或处理不到位的模板也不利于在振动时空气及时排除。从而形成蜂窝麻面，影响表观质量。模板棱角处不进行磨圆处理，将造成棱角处的应力集中，致使扭王字块体拐角处因为应力集中，出现了裂缝。给扭王字块的强度造成严重影响。
在施工工程中，发现上午浇筑的扭王字块块体表观质量明显好于下午。经过仔细观察，发现除了混凝土原料因温度过高，导致裂缝问题，还有很重要的原因是模板的温度过高。由于浇筑施工现场没有遮阳工具，模板长时间在太阳下曝晒，导致模板温度过高，混凝土入模后表面水分蒸发过快，产生塑性收缩裂缝。
对模板降温上，采取遮阳、湿布包裹等方式为模板降温，取得了良好的效果。
2．3混凝土浇筑施工的质量控制管理
扭王字块的混凝土浇筑施工时，振捣工作好坏对扭王字块表观质量与强度有着直接的影响。扭王字块浇筑施工采用机械振捣，振动棒的操作要求做到快插慢拔。在振动的过程中，要让振动棒上下略有抽动，以使上下混凝土振捣均匀，每个振点振捣时间以20―30S为宜，混凝土表面呈水平不再显著沉降，不再出现气泡、表面泛出灰浆为准。振动时，时间不宜过长，过长容易产生分层离析现象，影响扭王字块强度。振捣要采用二次振捣方案，即振捣上一层时应插入下层混凝土面下50mm，以消除两层间的接缝。
2．4扭王字块的吊运管理
扭王字块在吊离预制区时，为了防止吊运钢缆把扭王字块边角磨掉，应该在吊运钢缆上捆绑上足够的麻袋或石棉布后再调运。
三门核电范文5
2005年，一重开始投身核电装备、设备的研发制造，目前已成为中国核电领域唯一能够成套供应基础材料的企业。当核电放缓，而且新建核电机组被要求必须使用三代技术时，一重面临着技术升级及订单下滑的压力，但这同时也是机遇。
经济不景气对一重的影响不是太大
《中国经济周刊》：今年全球经济不景气，中国经济增长也放缓，这对一重这样的装备制造企业有什么影响？
吴生富：机械装备行业是一个传统产业，主要是给国民经济的各个行业提供装备，经济下行对装备工业是有影响的。相比往年，今年增长速度下降了。
对一重的影响主要体现在我们的新增订货量上，大约减少了5%～8%。由于一重前10年的发展打下了比较好的基础，企业竞争力较强，即使经济不景气，对我们的影响还不是太大。但对于这个行业，一些企业还是非常困难的。
《中国经济周刊》：您预计这种低迷还会持续多久？
吴生富： 这是宏观经济的问题。作为企业，我们也在不断地研究、探索。去年10月我们就感觉到经济可能会有下滑的趋势，因此极早作出了安排。这个社会总是在波浪式地运动、螺旋式地上升，经济也会这样，有高有低。至于未来什么时候会好转，我也不能给出一个很好的预计，但我会密切关注。
三代核电技术促使一重技术升级
《中国经济周刊》：虽然核电重启，但相比日本福岛事故之前，中国核电建设的速度是慢了下来，一重在核电板块的业务有哪些变化？
吴生富：福岛事故之后，国家对已运行和在建的核电项目进行安全检查，我们审查原来的一些单子，核查没有问题的可以继续生产。应该说，中国核电没有完全停下来，但速度放缓了。去年，我们核电的营业额为18亿元人民币，而今年只有12亿元左右。
最近，国家规定新建核电项目将使用第三代核电技术。我们的第三代核电技术还没有完全成熟，因此也不可能大规模生产。以后，我国在安全的考量下发展核电的速度不会太快，而对一重来说，在不断扩大业务范围的情况下，营收还是会进一步增长的。
《中国经济周刊》：这是否意味着第二代设备的订单全都面临毁约？
吴生富：按照新的核安全规划，使用三代核电技术后，核安全事故的发生几率从原来10-5降低到10-6，那么，核电站对材料的要求也会进一步提高，需要进一步核算原来的材料能不能满足新的要求。满足了，可以继续使用；不满足，得重新制造。
《中国经济周刊》：一重当前的设备制造技术和水平是否能达到三代核电机组的要求？
三门核电范文6
[关键词]PDCA循环；核电；调试计划管理
PDCA循环又叫戴明环，是美国质量管理专家戴明博士提出的，它是全面质量管理所应遵循的科学程序。PDCA循环是能使任何一项活动有效进行的一种合乎逻辑的工作程序，特别是在质量管理中得到了广泛的应用并获得了经济成效。P、D、C、A四个英文字母所代表的意义如下：
（1）P（Plan）——计划。包括方针和目标的确定以及活动计划的制定：
（2）D（DO）——执行。执行就是具体运作，实现计划中的内容；
（3）C（Check）——检查。就是要总结执行计划的结果，分清哪些对了，哪些错了，明确效果，找出问题；
（4）A（Action）——行动。对检查的结果进行处理，认可或否定。成功的经验要加以肯定，或者模式化或者标准化以适当推广；失败的教训要加以总结，以免重现；这一轮未解决的问题放到下一个PDcA循环。
核电调试计划管理中也可以运用PDCA循环这种管理模式，可以有效提高核电调试计划管理的效率，使调试计划能够更加安全有效地指导核电调试工作的顺利开展。采用PDCA循环的工作模式，对于核电调试计划的有效管理具有重要的指导意义。
目前三门核电一期工程调试进度计划采用的是分级管理的思路。即首先根据调试目标和各个里程碑节点编制调试二级进度计划；然后以二级进度计划为依据，根据系统调试大纲编制调试三级进度计划；随后根据各个系统的调试试验程序，对调试三级进度计划进行不断的细化，编制出调试四级进度计划；最后根据当前调试工作的实际进展，通过对调试四级进度计划进行筛选，从而编制出T-3计划（三周滚动计划）和调试三日滚动计划。三门核电一期工程中，调试计划从计划的编制、计划的执行到计划的跟踪以及计划的纠偏和计划的落实，就是采用PDCA循环（如图l所示）的闭环管理模式。通过这种闭环的管理模式可以在调试工作中及时发现调试计划的疏漏和不合理之处，能够及时的调整调试计划，使调试计划能够更加安全有效地指导调试工作的顺利开展和调试目标的顺利完成。
下面结合PDCA循环中的各个环节来说明这种管理模式在核电调试计划管理中是如何应用的。
1.调试计划的编制（plan）
三门核电各项调试计划都是采用P6软件进行编制的，计划的编制都要严格遵循三门核电相关管理程序的要求。
目前三门核电调试进度计划包括调试二级进度计划，调试三级进度计划，调试四级进度计划以及T-3计划（调试三周滚动计划）和调试三日滚动计划。
调试二级进度计划：是覆盖项目调试活动各方面、各阶段的指导性进度控制计划，它是以调试关键路径为基础，以核岛系统和总体实验为主线，严格控制冷试、热试、首次装料、首次并网和商业运行等关键里程碑节点，它是编制调试三级进度计划的依据。
调试三级进度计划：首先考虑各个系统间的逻辑关系和前提条件，以实现调试计划控制的使用性和逻辑性，满足调试二级进度计划中调试的总体目标和关键里程碑节点的前提下，根据各个系统的调试大纲编制。
调试四级进度计划：它是对调试三级进度计划进行细化，在满足调试目标和关键里程碑节点的前提下，考虑调试工作的逻辑顺序和调试试验之间的逻辑关系之后，根据系统工程师编制的系统调试试验程序进行编制的。
T-3计划（调试三周滚动计划）：它是根据每周实际的进度信息进行编制的。在T-3计划中，第一周为本周已经完成的和正在进行中的调试活动，后面两周为将要进行的调试活动的前瞻。目前，三门核电一期工程中，每周都要T-3计划，用于汇报和指导最近三周的调试活动。
调试三日滚动计划：根据每天调试计划会议上，各个执行组的工作反馈以及调试工作的实际进展，每天持续调试三日滚动计划。在调试三日滚动计划中，第一日为本日已完成和正在进行中的调试活动，后面两日是为将要进行的调试活动的前瞻安排。
2.调试计划的执行（do）
三门核电一期工程中，每天调试计划部门召集并主持调试日计划会议，调试计划执行部门就调试计划部门提交的计划会议材料进行讨论，确定调试计划安排的工作是否具备开工条件，同时由各项调试计划的执行人，来反馈当前调试工作的实际进展以及评估调试工作能否按照调试计划顺利完工，并就影响调试计划执行的相关问题向调试计划部门进行反馈。调试计划部门根据调试计划会议的讨论情况，每天编制并调试三日滚动计划，然后，隔离办按照调试三日滚动计划安排向调试执行部门开具调试工作票，调试执行部门持票开始调试工作，工作完成后进行结票。
3.调试计划的跟踪（evaluation）
三门核电一期工程在调试工作中，调试计划执行情况的跟踪主要是通过以下三种途径实现的：
调试日计划会议上，各调试计划执行部门对调试计划的执行情况的反馈；（由系统工程师负责反馈调试计划的执行情况，并评估调试工作能否按计划如期完成）
调试计划部门通过现场巡检，掌握并跟踪调试计划的执行情况；（调试计划部门每天派遣计划员到调试现场跟踪调试计划的执行情况）
调试计划部门根据SPMS工单系统中的输入信息，来实现对调试计划的执行进行跟踪。
4.调试计划的纠偏（correct）
调试计划在执行过程中会出现各种问题，导致调试工作在执行过程中不能按照调试计划顺利完工。例如调试计划在执行过程中，突然遇到调试工器具的损坏，调试工作中设备备件的缺失和损坏，调试人力资源不足，甚至由于调试计划执行过程中出现的天气变化等都可能导致调试工作无法按照计划顺利完工。因此，三门核电在调试过程中，针对以上问题采取如下措施进行解决：
由相关调试工作的系统工程师针对目前问题提出解决方案，以保证调试工作能够按照计划顺利完工；
在调试日计划会议中，调试执行部门进行问题反馈，由调试计划部门针对相关问题，协调公司有关部门进行解决；
对于一时无法解决，导致调试计划不得不延期的，调试计划部门可以结合调试工作实际误工情况对调试计划进行调整。同时，分析导致调试计划出现偏差的原因，总结调试计划在编制时出现的问题，避免今后同样问题的出现。
5.调试计划的落实（act）
