核岛电伴热系统控制方案及改进.doc

核岛电伴热系统控制方案及改进.doc核岛电伴热系统控制方案及改进核岛电伴热系统控制方案及改进摘要:本文介绍了核电站核岛内电伴热系统的应用范围及其特殊性。详细介绍了目前已投运及在建的国内核电站的电伴热系统采取的控制方案,并对各类控制方案进行了对比分析。并在此基础上提出了对今后电伴热系统控制方案设计的改进方向。关键词:电伴热;温度开关;电控柜;数字温度控制器中图分类号:TP核电厂电伴热系统的对象分别布置在核岛及常规岛。常规岛内的电伴热系统主要应用于普通流体的防冻保护,其设计同常规电站设计基本一致;核岛内的电伴热系统由于其环境条件,伴热对象的不同,而有其与常规电站设计的特殊性。本文将就核岛内的电伴热系统进行简要介绍,并着重介绍电伴热系统的控制方案。1核岛电伴热系统简介及其特殊性核岛电伴热系统用于提高或维持管道,阀门,储罐(箱等)以及仪表中流体的温度,防止介质结晶。电伴热系统本身不是核安全系统,但它为核安全系统提供伴热保障,以防止流体介质低温结晶,进而影响核电站的正常运行,或不能保证安全功能的有效执行。因此,电伴热的正常运行是核电站安全运行的重要保证。目前在建和已经投运的核电站中,电伴热的设计过程为:根据工艺需求,统计被伴热的管道数量及设备的工艺参数(管道外径,壁厚,保温层厚度,导热系数,风速,环境温度,温度设定点等),并考虑管道上阀门和支架等设备的热阱效应,将相关热阱折合成一定长度相同管径管道的热损失,根据IEEEStd515,计算整体管段的热损失,结合不同硼浓度介质的结晶温度,配备相应功率和长度的伴热缆。当介质温度低于设定值时,通过成熟的控制方案及相关控制设备,使伴热缆自动启动加热-整个伴热系统的运行状态可以在主控室或专门的辅控设备上得到实时监视。合理设计电伴热系统有助于提高电站安装,调试效率,减轻电站维修及运行人员工作压力,提高伴热相关系统的运行可靠性。与普通电站或常规岛相比,核岛电伴热系统具有以下特殊性:。压水堆核电站以含硼水作为冷却剂和慢化剂,随着硼水中硼浓度的升高,硼水易出现结晶现象。硼结晶温度与硼浓度的对应关系,见图1。硼结晶后无法通过再加热使硼酸溶解,核电厂出现过由于硼结晶造成泵,管道及仪表报废的情况。需要考虑硼酸电伴热的系统包括:安全注入系统、反应堆硼和水补给系统、安全壳喷淋系统、硼回收系统、固体和液体废物处理系统等。图1结晶曲线图L2环境条件。电伴热所需的设备,如伴热缆、测温元件、控制设备等,均需考虑厂房内辐射的影响。由于压水堆核电站的硼酸溶液是作为冷却剂使用,因此,被伴热的很多管道都布置在放射区内。,甚至个别区域超过100mSv/ho因此对伴热系统的测量设备、伴热设备都有耐辐照要求。。伴热缆和测温元件都是紧贴管壁,埋在管道的保温层内,因此给后续更换带来很大工作量。为了尽量减少维修人员的辐照剂量,伴热设备需要较长寿命和高可靠性。目前国内投运及在建的核电站,均要求电伴热的主要设备寿命不低于20年的要求(电站设计寿命40年或60年)。。M310型核电站为保证硼酸伴热系统能够稳定运行,硼酸伴热系统为冗余设计,分为正常回路和备用回路,正常和备用回路的温度差约为5°C左右,其运行要求详见图2所示的温度控制范围。正常和备用回路选用隔离的应急电源(带有应急柴油机的电源系统)分别供电。图2冗余设