CN112735614A - 重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法 - Google Patents

重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法 Download PDF

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CN112735614A CN202011458943.0A CN202011458943A CN112735614A CN 112735614 A CN112735614 A CN 112735614A CN 202011458943 A CN202011458943 A CN 202011458943A CN 112735614 A CN112735614 A CN 112735614A
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Abstract

本发明涉及一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法。所述中期检修质量控制装置,包括解锁/锁定识别装置、远程指挥与监控装置、检修保质卡和定位组件解锁/锁定验证工具。所述中期检修质量控制方法包括:在燃料通道固定端和自由端互换前后,在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置,安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对;在燃料通道固定端和自由端互换过程中,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场互换操作,使用定位组件解锁/锁定验证工具核对,同时依据检修保质卡中的要求进行核对,并形成记录。本发明有效避免实施过程中人因失误,保证重水堆机组全堆燃料通道中期检修的检修质量。

Description

重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法
技术领域
本发明属于重水堆核电站燃料通道技术领域,特别是涉及一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置和方法。
背景技术
每台重水堆核电机组共有380根燃料通道,每根燃料通道C端为固定端,通过定位组件锁定,另一侧A端为自由端,定位组件为解锁状态。根据设计要求燃料通道在设计寿命中期(12.5年)需要对其固定端和自由端进行互换,以保证燃料通道后半个寿期内在辐照蠕变、热蠕变的共同作用下向C端伸长,避免燃料通道因一端伸长量超过限值,导致端部件内外支撑轴承滑出衬管失去支撑。
燃料通道位于反应堆端面,现场环境辐射水平大于2msv/h,全堆燃料通道固定端和自由端互换需要操作人员需要在反应堆端面完成760个定位组件的调整,工作量非常大,而且人员长时间重复相同工作,极容易出现遗漏、重复操作、通道定位错误等人因失误,从而导致检修质量出现问题。如果出现燃料通道两端同时锁定,在运行期间会造成压力管局部应力激增或产生不可控变形;如果出现燃料通道两端同时解锁,燃料通道极有可能出现发生轴向移动。一旦出现上述情况,将会造成设备损坏、重水泄漏、机组停堆等一系列重大经济损失。以往国外其它重水堆核电站已发生过的燃料通道定位组件操作错误情况。
故需要开发一套全堆燃料通道固定端和自由端互换工作实施中的质量控制装置和方法,以保证在重水堆机组全堆燃料通道中期检修的质量。
发明内容
基于此,本发明的目的是提供一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量管控装置,该装置通过对维修实施过程中的管控,有效避免实施过程中人员操作对象错误、操作点遗漏、操作顺序错误等人因失误,保证重水堆机组全堆燃料通道中期检修的检修质量。
为了实现上述目的,本发明提供如下技术方案:
一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,包括解锁/锁定识别装置、远程指挥与监控装置、检修保质卡和定位组件解锁/锁定验证工具,所述解锁/锁定识别装置安装在燃料通道端部,所述远程指挥与监控装置安装在停冷平台和屏蔽装置上,所述检修保质卡设在控制室内,所述定位组件解锁/锁定验证工具安装在屏蔽装置内。
优选地,所述解锁锁定识别装置包括自由端解锁装置、自由端锁定装置、固定端锁定装置和固定端解锁装置。
优选地,所述自由端解锁装置、自由端锁定装置、固定端锁定装置和固定端解锁装置,分别为印有A侧燃料通道编号和解锁字样、印有A侧燃料通道编号和锁定字样、印有C侧燃料通道编号和锁定字样和印有C侧燃料通道编号和解锁字样的标识牌。
优选地,所述远程指挥与监控装置包括摄像头,所述摄像头有若干个,分别安装在A侧停冷平台、A侧屏蔽装置内、A侧屏蔽装置前端、C侧停冷平台、C侧屏蔽装置内和C侧屏蔽装置前端,与控制室通讯连接。
优选地,所述摄像头包括摄像头A-1、摄像头A-2、摄像头A-3、摄像头C-1、摄像头C-2和摄像头C-3,分别安装在A侧屏蔽装置前端、A侧屏蔽装置内、A侧停冷平台处、C侧屏蔽装置前端、C侧屏蔽装置内和C侧停冷平台处,分别与视频监控台A-1、视频监控台A-1、视频监控台A-1、视频监控台C-1、视频监控台C-1和视频监控台C-1通讯连接。
优选地,所述远程指挥与监控装置包括通讯耳麦,所述通讯耳麦有若干个,分别安装在A侧屏蔽装置内、C侧屏蔽装置内、A侧控制室内和C侧控制室内,所述A侧屏蔽装置内和C侧屏蔽装置内的通讯耳麦分别与A侧控制室内和C侧控制室内的通讯耳麦通讯连接。
优选地,所述通讯耳麦包括通讯耳麦A-1、通讯耳麦C-1、通讯耳麦A-2和通讯耳麦C-2,分别安装在A侧屏蔽装置内、C侧屏蔽装置内、A侧控制室内和C侧控制室内,所述通讯耳麦A-1和通讯耳麦C-1分别与通讯耳麦A-2和通讯耳麦C-2通讯连接。
优选地,所述远程指挥与监控装置包括手持式摄像工具,所述手持式摄像工具有若干个,分别安装在A侧屏蔽装置内和C侧屏蔽装置内,与控制室通讯连接。
优选地,所述手持式摄像工具包括A侧手持式摄像工具和C侧手持式摄像工具,分别安装在A侧屏蔽装置内和C侧屏蔽装置内,分别与视频监控台A-2和视频监控台C-2通讯连接。
优选地,所述检修保质卡为包含要求对燃料通道定位端和自由端互换中的关键点、重要检查项目进行检查和控制的可填写卡片,由控制室填写。
优选地,所述定位组件锁定验证工具安装在A侧屏蔽装置内,所述定位组件解锁验证工具安装在C侧屏蔽装置内。
本发明的另一目的是提供一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制方法,包括如下步骤:
1、在燃料通道固定端和自由端互换前,现场在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置,安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对解锁/锁定识别装置安装;
2、在燃料通道固定端和自由端互换过程中,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场互换操作,并在定位组件解锁/锁定操作完成后,使用定位组件解锁/锁定验证工具确认定位组件已调整至解锁/锁定状态,同时依据检修保质卡中对燃料通道固定端和自由端互换中的关键点、重要检查项目的要求通过远程指挥与监控装置进行核对,并记录在检修保质卡中;
3、在燃料通道固定端和自由端互换后,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置,并核对解锁/锁定识别装置安装。
优选地,步骤1包括如下步骤:在燃料通道固定端和自由端互换前,现场在A侧所有燃料通道端部安装自由端解锁识别装置,在C侧所有燃料通道端部安装固定端锁定识别装置;安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对自由端锁定识别装置和固定端解锁识别装置的安装。
优选地,步骤3包括如下步骤:在燃料通道固定端和自由端互换后,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场在A侧燃料通道端部安装自由端锁定识别装置,在C侧燃料通道端部安装固定端解锁识别装置;安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对自由端解锁识别装置和固定端锁定识别装置的安装。
优选地,步骤2包括如下步骤:
(1)控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场进行A侧燃料通道锁定操作,在A侧定位组件锁定操作完成后,使用定位组件锁定验证工具确认A侧定位组件已调整至锁定状态,同时依据检修保质卡中对A侧燃料通道锁定操作中的关键点、重要检查项目的要求通过远程指挥与监控装置进行核对,并记录在检修保质卡中;
(2)控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场进行C侧燃料通道解锁操作,在C侧定位组件解锁操作完成后,使用定位组件解锁验证工具确认C侧定位组件已调整至解锁状态,同时依据检修保质卡中对C侧燃料通道解锁操作中的关键点、重要检查项目的要求通过远程指挥与监控装置进行核对,并记录在检修保质卡中。
优选地,A侧控制室通过远程指挥与监控装置进行如下指挥、核对和监测:
(1)A侧控制室通过摄像头A-3同时监测A侧所有燃料通道;
(2)A侧控制室通过摄像头A-2指挥A侧屏蔽装置内操作人员准备及核对工器具;
(3)A侧控制室通过摄像头A-1核对通道编号并记录在检修质保卡中;
(4)A侧控制室通过A侧手持式摄像工具核对A侧定位组件状态并记录在检修质保卡中;
(5)A侧控制室通过A侧控制室内和A侧屏蔽装置内分别安装的通讯耳麦A-1和通讯耳麦A-2与A侧屏蔽装置内操作人员实时通话,指挥操作人员进行操作。
优选地,C侧控制室通过远程指挥与监控装置通过远程指挥与监控装置进行如下指挥、核对和监测:
(1)C侧控制室通过摄像头C-3同时监测C侧所有燃料通道;
(2)C侧控制室通过摄像头C-2指挥C侧屏蔽装置内操作人员准备及核对工器具;
(3)C侧控制室通过摄像头C-1核对通道编号并记录在检修质保卡中;
(4)C侧控制室通过C侧手持式摄像工具核对C侧定位组件状态并记录在检修质保卡中;
(5)C侧控制室通过C侧控制室内和C侧屏蔽装置内分别安装的通讯耳麦C-1和通讯耳麦C-2与C侧屏蔽装置内操作人员实时通话,指挥操作人员进行操作。
本发明的有益技术效果:
本发明通过对维修实施过程中的管控,有效避免实施过程中人员操作对象错误、操作点遗漏、操作顺序错误等人因失误,保证重水堆机组全堆燃料通道中期检修的检修质量。
附图说明
图1为自由端解锁识别装置;
图2为自由端锁定识别装置;
图3为固定端锁定识别装置;
图4为固定端解锁识别装置;
图5为燃料通道定位端和自由端互换远程指挥及监控示意图;
图6为检修质保卡示意图。
其中:1、A侧燃料通道;2、A侧定位组件;3、A侧停冷平台;4、A侧屏蔽装置;5、A侧装卸料机桥架;6、摄像头A-1;7、摄像头A-2;8、A侧手持式摄像工具;9、通讯耳麦A-1;10、摄像头A-3;11、C侧燃料通道;12、C侧定位组件;13、C侧停冷平台;14、C侧屏蔽装置;15、C侧装卸料机桥架;16、摄像头C-1;17、摄像头C-2;18、C侧手持式摄像工具;19、通讯耳麦C-1;20、摄像头C-3;21、A侧控制室;22、通讯耳麦A-2;23、视频监控台A-2;24、视频监控台A-2;25、C侧控制室;26、通讯耳麦C-2;27、视频监控台C-2;28、视频监控台C-1。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细地描述。
参见图5,重水堆核电机组包括燃料通道、定位组件、停冷平台、屏蔽装置、控制室和装卸料机桥架,燃料通道包括A侧燃料通道1和C侧燃料通道11,定位组件包括A侧定位组件2和C侧定位组件12,停冷平台包括A侧停冷平台3和C侧停冷平台13,屏蔽装置包括A侧屏蔽装置4和C侧屏蔽装置14,装卸料机桥架包括A侧装卸料机桥架5和C侧装卸料机桥架15,控制室包括A侧控制室21和C侧控制室25。
参见图5,A侧包括A侧燃料通道1、A侧定位组件2、A侧停冷平台3、A侧屏蔽装置4、A侧控制室21和A侧装卸料机桥架5;A侧燃料通道1通过A侧定位组件2固定,A侧燃料通道1上方设置A侧停冷平台3、A侧装卸料机桥架5和A侧屏蔽装置4;A侧屏蔽装置4与A侧装卸料机桥架5连接,现场操作人员在A侧屏蔽装置4内通过A侧装卸料机桥架5的升降功进行现场操作;A侧控制室21控制现场操作人员的现场操作。
参见图5,C侧包括C侧燃料通道11、C侧定位组件12、C侧停冷平台13、C侧屏蔽装置14、C侧控制室25和C侧装卸料机桥架15;C侧燃料通道11通过C侧定位组件12固定,C侧燃料通道11上方设置C侧停冷平台13、C侧装卸料机桥架15和C侧屏蔽装置14;C侧屏蔽装置14与C侧装卸料机桥架15连接,现场操作人员在C侧屏蔽装置14内通过C侧装卸料机桥架15的升降功进行现场操作;C侧控制室25控制现场操作人员的现场操作。
参见图1-6,本发明提供一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,包括解锁/锁定识别装置、远程指挥与监控装置、检修保质卡和定位组件解锁/锁定验证工具。
所述解锁/锁定识别装置包括自由端解锁识别装置、自由端锁定识别装置、固定端解锁识别装置和固定端锁定识别装置;所述自由端解锁识别装置和自由端锁定识别装置分别在A侧燃料通道1锁定操作完成前和A侧燃料通道1锁定操作完成后安装在A侧燃料通道1的端部,所述固定端锁定识别装置和固定端解锁识别装置分别在C侧燃料通道11解锁操作完成前和C侧燃料通道11解锁操作完成后安装在C侧燃料通道11的端部。
所述远程指挥与监控装置包括摄像头、通讯耳麦和手持式摄像工具。
所述摄像头包括摄像头A-1 6、摄像头A-2 7、摄像头A-3 10、摄像头C-116、摄像头C-2 17和摄像头C-3 20,分别安装在A侧屏蔽装置4前端、A侧屏蔽装置4内、A侧停冷平台3处、C侧屏蔽装置14前端、C侧屏蔽装置14内和C侧停冷平台13处,分别与视频监控台A-1 24、视频监控台台A-1 24、视频监控台A-1 24、视频监控台C-1 28、视频监控台C-1 28和视频监控台C-1 28通讯连接。
所述通讯耳麦包括通讯耳麦A-1 9、通讯耳麦C-1 19、通讯耳麦A-2 22和通讯耳麦C-2 26,分别安装在A侧屏蔽装置4内、C侧屏蔽装置14内、A侧控制室21内和C侧控制室25内,通讯耳麦A-1 9和通讯耳麦C-1 19分别与通讯耳麦A-2 22和通讯耳麦C-2 26通讯连接。
所述手持式摄像工具包括A侧手持式摄像工具8和C侧手持式摄像工具18,分别安装在A侧屏蔽装置4内和C侧屏蔽装置14内,分别与视频监控台A-2 23和视频监控台C-2 27通讯连接。
所述检修保质卡为包含要求对燃料通道定位端和自由端互换中的关键点、重要检查项目进行检查和控制的可填写卡片,由控制室填写。
所述定位组件锁定验证工具安装在A侧屏蔽装置4内,所述定位组件解锁验证工具安装在C侧屏蔽装置14内。
本发明提供一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制方法,包括如下步骤:
1)现场操作人员使用A侧装卸料机桥架5的升降功能在A侧所有燃料通道1端部安装自由端解锁识别装置,所述自由端解锁识别装置为印有A侧燃料通道编号和解锁字样的标识牌,安装时印有A侧燃料通道编号和解锁字样面朝上;安装完成后A侧控制室21通过摄像头A-3 10和视频监控台A-1 24确认A侧所有燃料通道1端部均已正确悬挂标识牌。
2)现场操作人员使用C侧装卸料机桥架15的升降功能在C侧所有燃料通道11端部安装固定端锁定识别装置,所述固定端锁定识别装置为印有C侧燃料通道编号和锁定字样的标识牌,安装时印有C侧燃料通道编号和锁定字样面朝上;安装完成后C侧控制室25通过摄像头C-3 20和视频监控台C-1 28确认C侧所有燃料通道1端部均已正确悬挂标识牌。
3)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22指挥现场操作人员准备工器具,通过摄像头A-2 7和视频监控台A-1 24确认工器具准备合格。
4)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22通知现场操作人员需检修的燃料通道1编号,再通过摄像头A-3 10和视频监控台A-1 24指挥现场操作人员将A侧屏蔽装置4移动至待检修的燃料通道处。
5)现场操作人员达到待检修的燃料通道处后,确认待检修的燃料通道编号和A侧控制室21通知的燃料通道编号一致;A侧控制室21通过摄像头A-1 6和视频监控台A-1 24再次核对通道编号并记录在图4的检修质保卡中。
6)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22指挥现场操作人员目视检查A侧待检修燃料通道1的A侧定位组件2螺母初始状态,再指挥现场操作人员将手持式摄像工具8移至A侧定位组件2螺母处;A侧控制室21通过视频监控台A-2 23再次核对螺母状态并记录在图4的检修质保卡中。
7)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22指挥现场操作人员检查待检修燃料通道1的A侧定位组件2间隔夹初始安装数量,再指挥现场操作人员将手持式摄像工具8移至A侧定位组件2间隔夹安装处;A侧控制室21通过视频监控台A-2 23再次核对间隔夹安装数量并记录在图4的检修质保卡中。
8)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22指挥现场操作人员使用间隙测量工具测量A侧定位组件2轭卡和给水管之间间隙;现场操作人员测量完后使用通讯耳麦A-1 9将测量结果汇报A侧控制室21;A侧控制室21将测量数据记录在图4的检修质保卡中。
9)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22指挥现场操作人员将A侧定位组件2调整至锁定状态,然后指挥现场操作人员使用定位组件锁定验证工具对A侧定位组件2进行检测;A侧控制室21通过摄像头A-1 6和视频监控台A-1 24确认工具指示灯点量,再指现场挥操作人员将手持式摄像工具8移至A侧定位组件2处;A侧控制室21通过视频监控台A-2 23再次核对A侧定位组件2调整合格并记录在图4的检修质保卡中。
10)A侧控制室21通过通讯耳麦A-2 22通知现场操作人员检查A侧定位组件2间隔夹的安装数量,然后指现场挥操作人员安装间隔夹,安装完成后再指挥现场操作人员将手持式摄像工具8移至A侧定位组件2间隔夹处;A侧控制室21通过视频监控台A-2 23确认A侧定位组件2间隔夹安装数量正确并记录在图4的检修质保卡中。
11)A侧控制室21确认A侧燃料通道锁定操作完成后,通过通讯耳麦A-2 22指挥现场挥操作人员将此燃料通道1端部安装自由端锁定识别装置,所述自由端锁定识别装置为印有A侧燃料通道编号和锁定字样的标识牌,安装时印有A侧燃料通道编号和锁定字样面朝上;安装完成后A侧控制室21通过摄像头A-1 6和视频监控台A-1 24确认A侧检修燃料通道1已正确悬挂标识牌。
12)A侧控制21室将图4的检修质保卡交给C侧控制室25,通知C侧控制室25该燃料通道C侧定位组件12可进行解锁工作。
13)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员准备工器具,通过摄像头C-2 17和视频监控台C-1 28确认工器具准备合格。
14)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26通知现场操作人员需检修的燃料通道11编号,再通过摄像头C-3 20和视频监控台C-1 28指挥现场操作人员将C侧屏蔽装置14移动至待检修的燃料通道处。
15)现场操作人员达到待检修的燃料通道处后,确认待检修的燃料通道编号和C侧控制室25通知的燃料通道编号一致;C侧控制室25通过摄像头C-1 16和视频监控台C-1 28再次核对通道编号并记录在图4的检修质保卡中。
16)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员目视检查C侧待检修燃料通道11的C侧定位组件12螺母初始状态,再指挥现场操作人员将手持式摄像工具18移至C侧定位组件12螺母处;C侧控制室25通过视频监控台C-2 27再次核对螺母初始状态并记录在图4检修质保卡中。
17)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员检查待检修燃料通道C侧定位组件12间隔夹初始安装数量,再指挥现场操作人员将手持式摄像工具18移至C侧定位组件12间隔夹安装处;C侧控制室25通过视频监控台C-227再次核对间隔夹安装数量并记录在图4的检修质保卡中。
18)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员拆除C侧定位组件12的间隔夹,通过摄像头C-1 16和视频监控台C-1 28确认现场操作人员拆除的间隔夹数量和初始安装数量一致,并将拆除数量记录在图4的检修质保卡中。
19)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员将C侧定位组件12调整至解锁状态,然后指挥现场操作人员使用定位组件解锁验证工具对C侧定位组件12进行检测;C侧控制室25通过摄像头C-1 16和视频监控台C-1 28确认工具指示灯点量,再指挥现场操作人员将手持式摄像工具18移至C侧定位组件12处;C侧控制室25通过视频监控台C-2 27再次核对C侧定位组件12调整合格并记录在图4的检修质保卡中。
20)C侧控制室25通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员使用间隙测量工具测量C侧定位组件12轭卡和给水管之间间隙;现场操作人员测量完后使用通讯耳麦C-1 19将测量结果汇报C侧控制室25;C侧控制室25将测量数据记录在图4的检修质保卡中。
21)C侧控制室25确认C侧燃料通道解锁操作完成后,通过通讯耳麦C-2 26指挥现场操作人员将此燃料通道11端部安装固定端解锁识别装置,所述固定端解锁识别装置为印有C侧燃料通道编号和解锁字样的标识牌,安装时印有C侧燃料通道编号和解锁字样面朝上;安装完成后C侧控制室25通过摄像头C-1 16和视频监控台C-1 28确认C侧检修燃料通道11已正确悬挂标识牌。
中核运行秦三厂使用本发明技术在完成了1号机组和2号机组的全堆燃料通道定位端和自由端互换工作,且两台机组1520个定位组件调整均一次合格,无返修记录。
以上所述实施例仅表达了本发明的几种实施方式,其描述较为具体和详细,但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制。应当指出的是,对于本领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明构思的前提下,还可以做出若干变形和改进,这些都属于本发明的保护范围。因此,本发明专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,其特征在于,包括解锁/锁定识别装置、远程指挥与监控装置、检修保质卡和定位组件解锁/锁定验证工具,所述解锁/锁定识别装置安装在燃料通道端部,所述远程指挥与监控装置安装在停冷平台和屏蔽装置上,所述检修保质卡设在控制室内,所述定位组件解锁/锁定验证工具安装在屏蔽装置内。
2.根据权利要求1所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,其特征在于,所述解锁锁定识别装置包括自由端解锁装置、自由端锁定装置、固定端锁定装置和固定端解锁装置。
3.根据权利要求2所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,其特征在于,所述自由端解锁装置、自由端锁定装置、固定端锁定装置和固定端解锁装置,分别为印有A侧燃料通道编号和解锁字样、印有A侧燃料通道编号和锁定字样、印有C侧燃料通道编号和锁定字样和印有C侧燃料通道编号和解锁字样的标识牌。
4.根据权利要求1所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,其特征在于,所述远程指挥与监控装置包括摄像头,所述摄像头包括摄像头A-1(6)、摄像头A-2(7)、摄像头A-3(10)、摄像头C-1(16)、摄像头C-2(17)和摄像头C-3(20),分别安装在A侧屏蔽装置(4)前端、A侧屏蔽装置(4)内、A侧停冷平台(3)、C侧屏蔽装置(14)前端、C侧屏蔽装置(14)内和C侧停冷平台(13),分别与视频监控台A-1(24)、视频监控台A-1(24)、视频监控台A-1(24)、视频监控台C-1(28)、视频监控台C-1(28)和视频监控台C-1(28)通讯连接。
5.根据权利要求1所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,其特征在于,所述远程指挥与监控装置包括通讯耳麦,所述通讯耳麦包括通讯耳麦A-1(9)、通讯耳麦C-1(19)、通讯耳麦A-2(22)和通讯耳麦C-2(26),分别安装在A侧屏蔽装置(4)内、C侧屏蔽装置(14)内、A侧控制室(21)内和C侧控制室(25)内,所述通讯耳麦A-1(9)和通讯耳麦C-1(19)分别与通讯耳麦A-2(22)和通讯耳麦C-2(26)通讯连接。
6.根据权利要求1所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,其特征在于,所述远程指挥与监控装置包括手持式摄像工具,所述手持式摄像工具包括A侧手持式摄像工具(8)和C侧手持式摄像工具(18),分别安装在A侧屏蔽装置(4)内和C侧屏蔽装置(14)内,分别与视频监控台A-2(23)和视频监控台C-2(27)通讯连接。
7.一种重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制方法,使用权利要求1-6任意一项所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制装置,包括如下步骤:
(1)、在燃料通道固定端和自由端互换前,现场在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置,安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对解锁/锁定识别装置的安装;
(2)、在燃料通道固定端和自由端互换过程中,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场互换操作,并在定位组件解锁/锁定操作完成后,使用定位组件解锁/锁定验证工具确认定位组件已调整至解锁/锁定状态,同时依据检修保质卡中对燃料通道固定端和自由端互换中的关键点、重要检查项目的要求通过远程指挥与监控装置进行核对,并记录在检修保质卡中;
(3)、在燃料通道固定端和自由端互换后,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场在燃料通道端部安装解锁/锁定识别装置,并核对解锁/锁定识别装置的安装。
8.根据权利要求7所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制方法,其特征在于,步骤(1)包括如下步骤:在燃料通道固定端和自由端互换前,现场在A侧所有燃料通道(1)端部安装自由端解锁识别装置,在C侧所有燃料通道(11)端部安装固定端锁定识别装置;安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对自由端锁定识别装置和固定端解锁识别装置的安装。
9.根据权利要求7所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修质量控制方法,其特征在于,步骤(3)包括如下步骤:在燃料通道固定端和自由端互换后,控制室通过远程指挥与监控装置指挥现场在A侧燃料通道(1)端部安装自由端锁定识别装置,在C侧燃料通道(11)端部安装固定端解锁识别装置;安装完成后控制室通过远程指挥与监控装置核对自由端锁定识别装置和固定端解锁识别装置的安装。
10.根据权利要求7所述的重水堆核电站全堆燃料通道中期检修方法,其特征在于,所述控制室通过远程指挥与监控装置进行如下指挥、核对和监测:
1)控制室通过A侧停冷平台(3)处安装的摄像头A-3(10)同时监测A侧所有燃料通道(1),通过C侧停冷平台(13)处安装的摄像头C-3(20)同时监测C侧所有燃料通道(11);
2)控制室通过A侧屏蔽装置(4)内安装的摄像头A-2(7)指挥A侧屏蔽装置(4)内操作人员准备及核对工器具,通过C侧屏蔽装置(14)内安装的摄像头C-2(17)指挥C侧屏蔽装置(14)内操作人员准备及核对工器具;
3)控制室通过A侧屏蔽装置(4)前端安装的摄像头A-1(6)核对通道编号并记录在检修质保卡中,通过C侧屏蔽装置(14)前端安装的摄像头C-1(16)核对通道编号并记录在检修质保卡中;
4)控制室通过A侧屏蔽装置(4)内安装的A侧手持式摄像工具(8)核对A 侧定位组件(2)状态并记录在检修质保卡中;控制室通过C侧屏蔽装置(14)内安装的C侧手持式摄像工具(18)核对C侧定位组件(12)状态并记录在检修质保卡中;
5)控制室通过A侧控制室(21)内和A侧屏蔽装置(4)内分别安装的通讯耳麦A-1(9)和通讯耳麦A-2(22)与A侧屏蔽装置(4)内操作人员实时通话,指挥操作人员进行操作;控制室通过C侧控制室(25)内和C侧屏蔽装置(14)内分别安装的通讯耳麦C-1(19)和通讯耳麦C-2(26)与C侧屏蔽装置(14)内操作人员实时通话,指挥操作人员进行操作。
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Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4647424A (en) * 1983-11-16 1987-03-03 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly unlatching and handling gripper
JPH01265198A (ja) * 1988-04-18 1989-10-23 Hitachi Ltd 燃料取替システム
JPH06281787A (ja) * 1993-03-26 1994-10-07 Toshiba Corp 燃料交換機のインターロック装置
JP2003227895A (ja) * 2002-02-04 2003-08-15 Toshiba Corp 燃料交換機制御装置および燃料交換機制御システム
CA2622547A1 (en) * 2008-02-28 2009-08-28 Pavlo Ponomaryov Pressurized fuel channel type nuclear reactor
CN104370212A (zh) * 2013-08-12 2015-02-25 中核核电运行管理有限公司 重水堆核电站反应堆端面检修用射线屏蔽装置
CN104575642A (zh) * 2015-01-12 2015-04-29 上海仪凤机电设备有限公司 核燃料装卸料机的控制系统
KR101557780B1 (ko) * 2014-08-11 2015-10-06 한국원자력연구원 핵연료 다발 집합체
CN108986940A (zh) * 2018-08-24 2018-12-11 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆乏燃料棒束抓取工具维修后验证工具
CN110047606A (zh) * 2019-03-01 2019-07-23 中国核电工程有限公司 一种核电站燃料厂房的布置结构
CN110085336A (zh) * 2018-01-26 2019-08-02 国核电站运行服务技术有限公司 用于检测核电站燃料组件编号与位置的系统和方法
CN209525937U (zh) * 2018-12-25 2019-10-22 中核核电运行管理有限公司 重水堆核电站反应堆端面作业可移动组合式射线屏蔽装置

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4647424A (en) * 1983-11-16 1987-03-03 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly unlatching and handling gripper
JPH01265198A (ja) * 1988-04-18 1989-10-23 Hitachi Ltd 燃料取替システム
JPH06281787A (ja) * 1993-03-26 1994-10-07 Toshiba Corp 燃料交換機のインターロック装置
JP2003227895A (ja) * 2002-02-04 2003-08-15 Toshiba Corp 燃料交換機制御装置および燃料交換機制御システム
CA2622547A1 (en) * 2008-02-28 2009-08-28 Pavlo Ponomaryov Pressurized fuel channel type nuclear reactor
CN104370212A (zh) * 2013-08-12 2015-02-25 中核核电运行管理有限公司 重水堆核电站反应堆端面检修用射线屏蔽装置
KR101557780B1 (ko) * 2014-08-11 2015-10-06 한국원자력연구원 핵연료 다발 집합체
CN104575642A (zh) * 2015-01-12 2015-04-29 上海仪凤机电设备有限公司 核燃料装卸料机的控制系统
CN110085336A (zh) * 2018-01-26 2019-08-02 国核电站运行服务技术有限公司 用于检测核电站燃料组件编号与位置的系统和方法
CN108986940A (zh) * 2018-08-24 2018-12-11 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆乏燃料棒束抓取工具维修后验证工具
CN209525937U (zh) * 2018-12-25 2019-10-22 中核核电运行管理有限公司 重水堆核电站反应堆端面作业可移动组合式射线屏蔽装置
CN110047606A (zh) * 2019-03-01 2019-07-23 中国核电工程有限公司 一种核电站燃料厂房的布置结构

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
甘国华,郁光廷,秦川,张娜妮,赵卫东: "《燃料通道定位端互换后缺失Z向位置的补算方法》", 《压力容器》 *

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