CN103514312B - 一种压缩空气系统丧失及后果的分析方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于核电厂设计技术,具体涉及一种压缩空气系统丧失及后果的分析方法。该方法首先分析压缩空气系统结构和可能发生的故障,对整个压缩空气系统进行区域划分,分析列出不同区域压缩空气系统的所有用户,得到各用户设备在丧失气源时的状态,分析用户设备所在系统或子系统功能由于用户设备运行状况变化的响应和影响,对涉及到的众多系统或子系统功能响应和影响分区域进行综合分析和评价,找出该压缩空气系统丧失的关键后果,完善设计方案。本发明从更全局的角度对压缩空气系统和用户系统设备的设计进行综合考量,解决了设计改动带来的不确定性影响。该方法可以作为气源供应设计的一种补充设计方式,并可用于核电站异常处理方法制定的领域。
Description
技术领域
本发明属于核电厂设计技术,具体涉及一种压缩空气系统丧失及后果的分析方法。
背景技术
压缩空气系统是支持核电站安全运行的一种动力源系统,用于向重要工艺系统设备特别是气动阀门提供驱动力。其用户系统包括反应堆冷却剂系统、化学与容积控制系统、余热排出系统、反应堆硼和水补给系统、设备冷却水系统、主给水系统、辅助给水系统、蒸汽发生器排污系统、主蒸汽系统、汽机旁路系统等重要系统。因此,压缩空气系统的设计和可靠性,直接影响着重要工艺系统的安全和运行,进而影响反应堆机组的安全和运行,需要制定完备的压缩空气系统丧失的运行规程,以应对风险。
核电站的压缩空气系统管网组成复杂,其供气负荷多,特别是气动阀门,包括通断阀和调节阀,直接参与安全系统或重要流体系统的功能实现。因此,对于压缩空气系统丧失的影响,应进行全面分析、梳理关键后果,对压缩空气系统及其供气设计进行评价,同时提出应对方案,用于有针对性地制定运行规程。一般来说,核电站基于成熟技术和安全考虑或批量建设、或参考小改建设,包括压缩空气系统在内的设计也基本相同。对于压缩空气系统设计改变较大或者全新设计的核电站,出于技术进步等原因采用不同压缩空气系统的设计,则带来了设计合理性的问题,而且从纵深防御方面来说,带来了新设计的影响特别是丧失后果变化和处理方法的问题。此项压缩空气系统丧失及后果分析方法可用于对该技术变化进行分析和评价,从结果出发反推评价设计的合理性。
发明内容
本发明的目的在于针对核电厂压缩空气系统设计的需要,提供一种压缩空气系统丧失及后果的分析方法,从更全局的角度对压缩空气系统和用户系统设备的设计进行综合考量,以解决设计改动带来的不确定性影响。
本发明的技术方案如下:一种压缩空气系统丧失及后果的分析方法,包括如下步骤:
(1)分析压缩空气系统结构和可能发生的故障;
(2)根据系统运行原则、分配管网结构对整个压缩空气系统进行区域划分;
(3)分析列出不同区域压缩空气系统的所有用户;
(4)基于故障安全的设计原理,得到各用户设备在丧失气源时的状态;
(5)分析用户设备所在系统或子系统功能由于用户设备运行状况变化的响应和影响;
(6)对该压缩空气系统涉及到的众多系统或子系统功能响应和影响分区域进行综合分析和评价,找出该压缩空气系统丧失的关键后果;
(7)如果发现压缩空气系统丧失引起的关键后果超出核电厂的设计要求和指标,则进一步研究设计修改完善的可能性,提出设计完善方案;
(8)形成面向设计性能和面向异常运行处理规程的压缩空气系统丧失研究分析和评价报告。
进一步,如上所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其中,步骤(1)中所述的可能发生的故障包括压缩机故障、干燥器阻塞、供气管道破裂或泄漏、供气管道阀门截断。
进一步,如上所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其中,步骤(2)中所述的区域划分为常规岛供气区、核岛安全壳外供气区、安全壳内供气区,其中安全壳内供气区进一步划分为应急供气区和非应急供气区。
进一步,如上所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其中,步骤(4)中所述的用户设备在丧失气源时的状态包括失气开状态或失气关状态。
本发明的有益效果如下:
1、可以用于研究和评价设计变化的可靠性和风险,以结果导向的方式验证新技术或技术改进的适用性,从而保证核电厂的安全性。
2、对压缩空气系统全面和有条理的分析和研究,可以得到完善的、分解性的压缩空气系统全方位的阐述资料,为其制定异常运行规程提供了理想输入,可以保证运行规程制定的正确性。
3、综合分析和评价,可以起到反向设计的作用,有利于进一步保证压缩空气系统设计的合理性,甚至起到推动采用新设计的作用。
4、应用本压缩空气系统丧失及后果的分析方法得到的材料,可以用于学习培训目的,提高对压缩空气系统和核电厂其他系统、设计和运行领域之间联系的认识。
附图说明
图1为本发明的方法流程图。
具体实施方式
如图1所示,本发明所提供的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,包括如下步骤:
(1)分析压缩空气系统结构和可能发生的故障;
(2)根据系统运行原则、分配管网结构对整个压缩空气系统进行区域划分;
(3)分析列出不同区域压缩空气系统的所有用户;
(4)基于故障安全的设计原理,得到各用户设备在丧失气源时的状态;
(5)分析用户设备所在系统或子系统功能由于用户设备运行状况变化的响应和影响;
(6)对该压缩空气系统涉及到的众多系统或子系统功能响应和影响分区域进行综合分析和评价,找出该压缩空气系统丧失的关键后果,如需优先处理的后果;
关键后果指对核电厂的生产运行造成影响程度较高的后果,甚至影响安全。例如会造成电厂处于较大的瞬态(如紧急停堆),这对设备是不利的,尽管有的无法避免,但不应超过设计初衷;再例如造成核电厂运行方式比较大的变化,如汽机旁路系统向冷凝器排放的阀门由于失气而关闭,则导致切换到向大气排放,带出一回路的热量。
(7)如果分析和总体评价发现,压缩空气系统丧失引起的关键后果超出核电厂的设计要求和指标,则进一步研究设计修改完善的可能性,提出设计完善方案;
(8)形成面向设计性能和面向异常运行处理规程的压缩空气系统丧失研究分析和评价报告。
本分析方法建立了系统性的评价方式,从更全局的角度对压缩空气系统和用户系统设备的设计进行综合考量,以解决了设计改动带来的不确定性影响,可以作为气源供应设计的一种补充设计方式。同时,此项技术可以用于核电站异常处理方法制定的领域,包括核电站异常处理方法变更,用于研究压缩空气系统丧失的影响和故障运行是否可接受、可控制、可处理,解决运行规程编写依据的问题。由于此项技术提供了一种强有力的分析和评价,可以消除核电站设计中是否采用新压缩空气系统设计和结构的顾虑。
下面结合具体实例对本发明进行详细的描述。
研究压缩空气系统的组成结构和功能。压缩空气是核电厂运行必备的,它向大量阀门提供动力源,以及充气门、气闸门、气泡液位计、取样管线吹扫和水箱吹扫等次要用户。压缩空气系统包括生产系统和分配系统两部分。压缩空气生产系统包括主要气源和应急气源,应急气源作为对主要气源的备用,在主要气源供应压力不足时自动启动。分配系统包括仪表用压缩空气分配系统和公用压缩空气分配系统。其中,仪表用压缩空气分配系统向重要工艺系统提供高品质的压缩空气。部分重要管网管段还设置了压缩空气储罐。
压缩空气系统可能发生的故障模式有压缩机故障、干燥器阻塞、供气管道破裂或泄漏、供气管道阀门截断。由于压缩空气管网庞大,这些故障发生地方不同,对压缩空气的影响是不同的,故障处理方式也不同,需要从供气管网的运行独立性和可隔离性确定故障模式以及运行处理,以合理有效限定故障对核电厂运行的影响。
综合供气管网组成和系统运行原则,整个压缩空气系统管网可以划分为:常规岛供气区、核岛安全壳外供气区、安全壳内供气区,其中安全壳内供气区还可进一步划分为应急供气区和非应急供气区。压缩空气系统故障模式具有区域属性。
在压缩空气系统流程图划定供气区域后,从流程图上获取各区域范围内的用户设备,并结合用户设备系统的设备选型设计进行确认。在各区域内,不同供气管网区段的用户设备按系统进行归类。
对压缩空气系统各区域丧失受影响的每个用户设备,从其所属系统的阀门清单和逻辑图确定用户设备的故障安全位置,即在丧失气源的情况下用户设备的状态。一般,气动阀门根据其执行的安全功能要求,设计成失气开状态或失气关状态。
用户设备的运行状态变化,导致其执行的功能、所在子系统或系统功能的变化。用户系统运行变化的影响,需从系统功能作用、过程控制、保护响应等方面进行研究分析,并考虑同属本供气区域的其他用户系统的影响进行综合分析,确定压缩空气系统区域丧失的后果和影响。
不同供气区域的供气用户系统不同,压缩空气丧失对核电厂运行的后果不同。总的来看,压缩空气系统丧失的主要后果包括有主给水供应中断、蒸汽排放方式、辅助给水流量调节、主回路压力和稳压器水位控制、设备冷却水系统冷却效果、冷水通风丧失等方面。
例如常规岛供气区失气,会导致其用户阀门主给水主调节阀和旁路调节阀关闭,进而影响给水流量和蒸汽流量的平衡,或者蒸汽发生器的水位降低,而导致反应堆保护系统动作而发生紧急停堆,这对核电厂运行的影响是重大的,是关键后果。
再例如安全壳内应急供气区失气,会导致下泄阀门关闭,丧失下泄功能,进而上充功能丧失。而这两个功能是核电厂运行中必需的功能。下泄功能尽管可以使用过剩下泄替代,但会导致主回路的压力控制、稳压器的水位调节的困难。尽管没有引起反应堆回路的瞬态,而只是反应堆回路控制困难,但相对而言也是该区域的关键后果,由于该关键后果核电厂的运行发生变化。
进而,应对可能引起的瞬态运行、可能的反应堆保护动作、事故后运行操作可行性和复杂性、退防模式的可控制性等方面进行综合分析和评价。压缩空气系统作为核电厂运行的支持性系统,其故障和丧失对核电厂的生产和安全的影响应受到限定,对核电厂造成的瞬态后果越小越好。事故后运行操作可行性方面,首先是分析评价执行反应堆安全功能的系统和设备的可运行性和替补手段,其次是保障这些系统和设备运行操作的系统和设备的可运行性,以及有关系统和设备的恢复和维修要求。如果综合分析和评价认为压缩空气系统或某一供气区域丧失导致了运行操作过于繁琐或复杂或者安全退防状态不稳定,则应从供气设计和用户系统设计上研究改善的可行性。这种设计改善可能是系统级的或者是设备级的。
经过全面的研究分析,可以面向压缩空气系统设计或用户系统设备选型设计编写评价报告;或者,结合异常运行处理方法要求,编写异常处理方法相关的支持分析报告,借此确定响应策略和处理方法。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (5)
1.一种压缩空气系统丧失及后果的分析方法,包括如下步骤:
(1)分析压缩空气系统结构和可能发生的故障;
(2)根据系统运行原则、分配管网结构对整个压缩空气系统进行区域划分;
(3)分析列出不同区域压缩空气系统的所有用户设备;
(4)基于故障安全的设计原理,得到各用户设备在丧失气源时的状态;
(5)分析用户设备所在系统或子系统功能由于用户设备运行状况变化所带来的响应和影响;
(6)对该压缩空气系统涉及到的众多系统或子系统功能响应和影响分区域进行综合分析和评价,找出该压缩空气系统丧失的关键后果;
(7)如果发现压缩空气系统丧失引起的关键后果超出核电厂的设计要求和指标,则进一步研究设计修改完善的可能性,提出设计完善方案;
(8)形成面向设计性能和面向异常运行处理规程的压缩空气系统丧失研究分析和评价报告。
2.如权利要求1所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其特征在于:步骤(1)中所述的可能发生的故障包括压缩机故障、干燥器阻塞、供气管道破裂或泄漏、供气管道阀门截断。
3.如权利要求1所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其特征在于:步骤(2)中所述的区域划分为常规岛供气区、核岛安全壳外供气区、安全壳内供气区。
4.如权利要求3所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其特征在于:所述的安全壳内供气区进一步划分为应急供气区和非应急供气区。
5.如权利要求1所述的压缩空气系统丧失及后果的分析方法,其特征在于:步骤(4)中所述的用户设备在丧失气源时的状态包括失气开状态或失气关状态。
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Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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CN102508474A (zh) * | 2011-11-01 | 2012-06-20 | 杭州哲达科技股份有限公司 | 工业企业用冷却循环水优化运行控制系统 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
CNP1000核电厂工程技术方案;中国核工业集团公司;《现代电力》;20061031;第23卷(第5期);第39-48页 * |
核电站保护系统概率风险评价研究;于文革;《中国优秀博硕士学位论文全文数据库(硕士) 工程科技Ⅱ辑》;20031215(第4期);C040-10 * |
核电站重要敏感性设备分析;李晓明等;《中国安全科学学报》;20050131;第15卷(第1期);第92-98页 * |
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