久久久91-久久久91精品国产一区二区-久久久91精品国产一区二区三区-久久久999国产精品-久久久999久久久精品

   摘要：為了保證核電廠的運行安全，必須對1E級儀表進(jìn)行環(huán)境鑒定。本文論述了核電站1E級儀表環(huán)境的鑒定方法和主要內(nèi)容，并通過三代核電站和二代改進(jìn)型核電站環(huán)境鑒定要求的對比，分析了三代核電站在1E級儀表環(huán)境鑒定技術(shù)中的改進(jìn)。

    關(guān)鍵詞：1E級儀表；環(huán)境鑒定；鑒定要求對比

    Abstract: To ensure the safety of nuclear power plant, the class 1E instrument must be endured the  environmental qualification. This paper describes the procedure and approach to environmental qualification for class 1E instrument in nuclear power plants. Through the comparison of environmental qualification requirements between the third and  the second generation approved nuclear power plant, this paper analyzes the improvement of the third generation in the environment qualification of 1E instrument.

    Key words: Class 1E instrument; Environmental qualification; Comparison of Requirement

    1　引言

    為了減少由于環(huán)境影響而導(dǎo)致核電站1E級儀表共模失效的潛在可能，并證明1E級儀表有能力完成其安全設(shè)計功能，必須對1E級儀表進(jìn)行環(huán)境鑒定。目前我國核電站的1E級儀表環(huán)境鑒定主要遵循GB、IEEE和RCCE系列標(biāo)準(zhǔn)。隨著國內(nèi)核電技術(shù)的進(jìn)步和發(fā)展，1E級儀表的環(huán)境鑒定技術(shù)逐漸完善，本文對三代核電站的1E級儀表環(huán)境鑒定技術(shù)進(jìn)行了研究和分析，并與二代改進(jìn)型核電站的1E級儀表環(huán)境鑒定技術(shù)進(jìn)行了對比，詳細(xì)論述了1E級儀表環(huán)境鑒定技術(shù)的發(fā)展和完善。

    2　儀表環(huán)境鑒定方法[1]

    1E級儀表鑒定方法有試驗法、運行經(jīng)驗法、分析法和組合法。

    試驗法是鑒定設(shè)備執(zhí)行其安全功能的首選方法，它適用于大部分設(shè)備的質(zhì)量鑒定。

    運行經(jīng)驗法是指，已成功運行的設(shè)備可以被認(rèn)為已經(jīng)在嚴(yán)酷程度相同或較低的運行條件下經(jīng)過質(zhì)量鑒定。運行經(jīng)驗?zāi)芴峁┩馔茦O限值、故障模式和故障率方面的資料。

    分析法是為了證明試驗件已經(jīng)滿足或超過了對試驗件自身的要求，證明其可以在正常、異常、設(shè)計基準(zhǔn)事故（DBE）環(huán)境下執(zhí)行其指定的安全功能。分析法是建立在一些已成立的定理和部分試驗的數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)之上。所有的這些假設(shè)，包括推理，都必須根據(jù)認(rèn)可的定理或可信的試驗數(shù)據(jù)。

    組合法是指使用上述方法的任意組合對設(shè)備進(jìn)行鑒定。

    3　環(huán)境鑒定分類

    在三代核電站的環(huán)境鑒定中，將環(huán)境分為和緩環(huán)境、輻射-嚴(yán)酷環(huán)境和嚴(yán)酷環(huán)境三類，如表1所示。

    3.1　和緩環(huán)境儀表鑒定

    和緩環(huán)境是正常運行工況和僅有抗震要求的設(shè)計基準(zhǔn)事件（DBE）異常工況區(qū)域的環(huán)境狀態(tài)。應(yīng)用于和緩環(huán)境的儀表，設(shè)備鑒定前應(yīng)使用分析的方法確定其是否存在老化機(jī)理。

    位于此類區(qū)域內(nèi)的且沒有明顯老化機(jī)理儀表可以不要求鑒定壽命。位于和緩環(huán)境的儀表存在顯著老化機(jī)理時，必須進(jìn)行老化試驗，并且根據(jù)已知的顯著老化機(jī)理和可靠性數(shù)據(jù)確定儀表的設(shè)計壽命。

    3.2　輻射-嚴(yán)酷環(huán)境儀表鑒定

   高放射性環(huán)境是指設(shè)備所處環(huán)境高于一定輻射水平，無論其他的環(huán)境條件處于正常或非常狀態(tài)。當(dāng)設(shè)備所處環(huán)境放射性累計劑量超過104rads（102Gy）（γ）[對設(shè)備中的I&C 電子和微處理器部件為103rads（10Gy）（γ）]時，環(huán)境鑒定試驗中應(yīng)包括輻照老化試驗。

    3.3　嚴(yán)酷環(huán)境儀表鑒定

    嚴(yán)酷環(huán)境是指冷卻劑喪失事故（LOCA）、主蒸汽管道破裂（MSLB）或高能管道破裂（HELB）條件下安全殼內(nèi)的環(huán)境和高HELB事故或LOCA 事故后安全殼外的環(huán)境。

    對處于嚴(yán)酷環(huán)境的設(shè)備進(jìn)行鑒定應(yīng)采取試驗法或者試驗加分析的方法。試驗應(yīng)包括熱老化試驗和機(jī)械老化試驗、輻照試驗、極端環(huán)境條件試驗、地震和振動影響試驗。儀表的環(huán)境鑒定試驗應(yīng)根據(jù)設(shè)備所處的特定工作環(huán)境，并考慮一定裕量，按照IEEE 323-2003規(guī)定的順序進(jìn)行。

                               表1 和緩、輻射-嚴(yán)酷、嚴(yán)酷環(huán)境下的型式試驗[2]
                     

    4　環(huán)境鑒定內(nèi)容

    AP1000 1E級儀表環(huán)境鑒定的要求和參數(shù)分為正常環(huán)境條件、異常環(huán)境條件和設(shè)計基準(zhǔn)事件（地震、DBE和DBE后）三種情況。

    不需要耐受DBE環(huán)境條件的設(shè)備，只需對正常和異常環(huán)境條件進(jìn)行鑒定即可；需要耐受DBE環(huán)境條件的設(shè)備首先應(yīng)滿足正常和異常環(huán)境條件下的鑒定，其次滿足DBE和DBE后環(huán)境鑒定。下面僅對環(huán)境鑒定的內(nèi)容進(jìn)行分析，對于抗震鑒定和DBE部分不作論述。

    4.1　老化

    首先對儀表進(jìn)行評估以確認(rèn)其是否存在潛在的顯著老化機(jī)理。這種老化可能導(dǎo)致設(shè)備性能退化，進(jìn)而漸漸地使設(shè)備失效，使其不能在DBE條件下執(zhí)行安全功能。

    （1）磨損老化（機(jī)械/電子）

    周期性操作的或頻繁操作的設(shè)備會發(fā)生機(jī)械內(nèi)構(gòu)件的周期性老化和磨損。對設(shè)計過程中存在顯著機(jī)械或電子老化機(jī)理的設(shè)備，在DBE試驗之前應(yīng)先進(jìn)行機(jī)械/電子老化試驗。如果鑒定試驗程序中沒有進(jìn)行磨損老化，則必須進(jìn)行合理的分析。

    （2）熱老化

    熱老化試驗是用來模擬設(shè)備在壽命末的退化影響。

    熱老化試驗等效的壽命通過阿倫紐斯定律和材料的活化能來計算。首先對儀表中各種材料的活化能進(jìn)行分析，從對安全相關(guān)功能影響最大的活化能中選擇一個最保守的值。在適當(dāng)條件下，需考慮源于溫度變化的材料熱疲勞損傷。

    （3）輻照老化

    輻照老化試驗是模擬設(shè)備在壽期末輻照老化影響。輻照老化應(yīng)當(dāng)考慮預(yù)期壽命內(nèi)和DBE條件下所受γ輻照劑量總和的影響。位于嚴(yán)酷或是輻射-嚴(yán)酷環(huán)境的設(shè)備都要進(jìn)行輻照老化試驗。基于偏保守的考慮，在地震和模擬事故環(huán)境工況試驗前進(jìn)行輻照老化試驗。

    測試中受到的總輻照劑量（TID）包括正常、事故的劑量，等于或是超過要求輻射劑量的最高值。

    （4）振動老化

    應(yīng)對產(chǎn)生的不同程度的磨損和振動進(jìn)行評估以明確潛在的顯著設(shè)備老化。振動老化（非地震）應(yīng)考慮自身引入的振動和來自管道、泵、電動機(jī)等運行振動。非地震性的振動可能產(chǎn)生疲勞受損、機(jī)械磨損、公差調(diào)整度喪失、部件松動等現(xiàn)象。非地震性振動老化試驗應(yīng)在抗震測試之前進(jìn)行。

    IEEE382-2006對電廠正常運行時管裝設(shè)備正常運行所造成的運行振動進(jìn)行了明確要求。通過對設(shè)備進(jìn)行以每分鐘2倍頻程從5Hz~100Hz~5Hz的正弦拍波試驗，對振動老化引起的潛在疲勞影響進(jìn)行評估。設(shè)備應(yīng)在每個正交軸向進(jìn)行90分鐘的振動試驗。以低頻狀態(tài)下0.75g（7.36m/s2）加速度或減速度的正弦信號為輸入信號，將雙振幅限定在0.635mm以內(nèi)[3]。

    4.2　電磁兼容性

    電磁和射頻干擾（EMI/RFI）可能是來自于操縱員向控制盤、外殼或機(jī)柜的靜電釋放，或是對講機(jī)、手機(jī)、收音機(jī)和電視等相關(guān)的設(shè)備。

    電磁兼容性（EMC）鑒定必須遵循NRC管理導(dǎo)則1.180進(jìn)行型式試驗。NRC管理導(dǎo)則R.G. 1.180是關(guān)于核級設(shè)備的導(dǎo)則，當(dāng)非核級設(shè)備也要滿足核級設(shè)備的要求時，也可參照此導(dǎo)則。R.G. 1.180給出EMC鑒定方法，并且同樣認(rèn)可基于EPRI典型報告TR-102323的試驗準(zhǔn)則和方法。[4]、[5]

    儀控和電子設(shè)備的EMC鑒定標(biāo)準(zhǔn)用來保證設(shè)備性能和可用性。并且，相關(guān)分析不能作為設(shè)備EMC鑒定的主要方法，必須通過試驗來論證其EMC性能。

    5　三代核電站環(huán)境鑒定技術(shù)改進(jìn)

    三代核電站對1E級儀表鑒定的特定環(huán)境條件和運行條件所存在的各種因素都做了詳細(xì)的要求，并作了充分評價。下面從五個方面描述三代核電站在1E級儀表環(huán)境鑒定技術(shù)方面的改進(jìn)。

    （1）事故后可操作時間

    三代核電站對于不同儀表有不同的可操作時間要求，用DBE后的熱老化試驗時間來表示DBE后儀表的可運行時間。

    （2）淹沒

    三代核電站不同環(huán)境區(qū)域的儀表在DBE模擬事故試驗時施加一個最小16.5 psig（113.65 KPa）的壓力，淹沒安全殼內(nèi)的液體初始的PH值為4.5的硼酸溶液，pH值在事故后的數(shù)小時內(nèi)增加到7.80~7.85之間。

    （3）輻照老化試驗

    三代核電站要求，當(dāng)設(shè)備所處環(huán)境放射性累計劑量超過104rads（102Gy）（γ）[對設(shè)備中的I&C電子和微處理器部件為103rads（10Gy）（γ）]時，則應(yīng)進(jìn)行輻照老化試驗。

    （4）鑒定壽命

    三代核電站1E級儀表鑒定壽期的目標(biāo)為60年，當(dāng)達(dá)不到60年的壽期要求時，應(yīng)確定一個短期的鑒定壽命，并提供設(shè)備的更換程序文件。二代改進(jìn)型核電站參考的RCCE中沒有明確鑒定壽命的說法，但一般情況下，機(jī)械部件要求40年，電子部件要求10年。

   （5）振動老化

    三代核電站設(shè)備以每分鐘2倍頻程從5Hz~100Hz~5Hz的正弦拍波試驗，對振動老化引起的潛在疲勞影響進(jìn)行評估，設(shè)備應(yīng)在每個正交軸向進(jìn)行90分鐘的振動試驗。二代改進(jìn)型核電站根據(jù)RCC-E D2221給出了各設(shè)備的振動老化試驗頻率為10~2000Hz。[6]

    6　結(jié)語

    綜上所述，1E級儀表是核電站安全系統(tǒng)保持其安全功能的重要保障，是核電廠安全縱深防御的重要環(huán)節(jié)。通過對1E級儀表環(huán)境鑒定條件的分析和研究，確認(rèn)了可能影響1E級儀表安全功能的潛在因素，根據(jù)標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范的要求，運用正確的方法對1E級儀表進(jìn)行環(huán)境鑒定，杜絕共模故障發(fā)生的可能。

    參考文獻(xiàn)：

    [1] IEEE323-2003 IEEE Standard for Qualifying Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations.

    [2] APP-GW-VP-040 AP1000 Safety-Related Field Sensors Equipment Qualification Specification.

    [3] IEEE382-2006 IEEE Standard for Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power Generating Stations.

    [4] R.G.1.180 Guidelines for Evaluating Electromagnetic and Radio-Frequency Interference in Safety-Related Instrumentation and Control Systems.

    [5] TR-102323 Guidelines for Electromagnetic Interference Testing in Power Plants.

    [6] RCC-E D2221 Normal Ambient Conditions.

    作者簡介

    劉松林（1981-），男，山東淄博人，工程師，碩士研究生，現(xiàn)就職于中國核電工程有限公司，主要從事核電站核輔助系統(tǒng)的儀控設(shè)計和科研方面的工作。

    張楠（1981-），男，河北安國人，工程師，碩士研究生，現(xiàn)就職于中國核電工程有限公司，主要從事核電站核輔助系統(tǒng)的儀控設(shè)計和科研方面的工作。

    王蘭蘭（1985-），女，江蘇鹽城人，助理工程師，本科，現(xiàn)就職于中國核電工程有限公司，主要從事核電站核輔助系統(tǒng)的儀控設(shè)計和科研方面的工作。