中国实验快堆380 V应急交流电力系统的可靠性分析

2010-04-26 08:45杨丽芳杨红义胡文军
核科学与工程 2010年4期
关键词:配电柜发电机组柴油

杨丽芳,杨红义,胡文军

(中国原子能科学研究院,北京 102413)

中国实验快堆应急电力系统的功能是保证中国试验快堆在正常运行工况、预计运行事件(包括厂外电源全部丧失)和事故工况期间及事故工况后,向安全系统和其他安全导则规定的安全重要物项供应电力,使它们能够足够可靠地执行其安全功能。

因此,应急电力系统的可靠性是保证其执行既定功能的重要特性。本文旨在应用故障树方法对CEFR的380 V应急交流电力系统进行可靠性分析。在定性和定量分析的基础上获得该系统的可靠性指标,并通过分析指出对该系统进行改进的方向和对安全运行的建议。

1 系统描述[1-2]

应急电力系统包含有产生和变换电力,以及将电力分配到需要电力的安全系统和安全重要物项所必需的系统和设备。

380 V应急交流电力系统设计分为互为冗余的2个通道,2条母线(W 1A、W 2A)分别从不同的高压(10 kV)母线经相互独立的变压器T1A、T2A取得电力,事故工况下又有各自独立的备用电源(柴油发电机组),2个通道之间没有任何电气连接,实现了功能隔离。应急交流电力系统的主要负荷都分别接在2段母线上也保证了它们供电的可靠性。

本系统设计的每一通道均有一套柴油发电机组,柴油发电机组用于在应急电力系统失去优先电源后,向安全系统的负载以及其他指定的非安全物项提供电源,保证安全级或安全相关的设备执行其功能,因此应急柴油发电机组及其辅助系统的可靠性对于快堆的正常运行和安全停堆有着至关重要的作用。

本系统的2个通道中,每个通道包含1台变压器、1套柴油发电机组和1组配电柜。本系统的配电装置设备主要是GCS低压抽出式配电柜,并按其系统设计成H 11-Ⅰ和H 11-Ⅱ配电装置,每列配电装置由多台配电柜组成,每台配电柜组成坚固的整体。H 11-Ⅰ列配电装置由03子项的10 kV中压配电系统的H 02A段的107AH号配电柜经过1 250 kVA三相干式变压器T1A供电;H 11-Ⅱ列配电装置由03子项的10 kV中压配电系统的H 02B段的208AH号配电柜经过1 250 kVA三相干式变压器T2A供电。

本系统所有用电设备(包括电源进线)均通过安装在配电柜上的一次控制和保护设备及测量仪表实现配电间控制、保护、测量的功能。W 1A、W 2A两段母线进线断路器除能在配电柜上实现保护、测量、状态显示、操作和报警的功能外,在主控室和远程计算机上也能对其进行监测和报警。

2 系统运行工况[3-5]

在正常运行工况下10 kV母线经过变压器给应急交流电力系统的盘柜供电。在应急工况下通过柴油发电机组G1S、G2S给应急交流电力系统的盘柜供电。在电源从10 kV母线经过独立的变压器转换到柴油发电机组时,使一部分负载卸载和重新加载。

在应急电源380 V母线W 1A、W 2A上检测欠电压时,触发柴油发电机组启动。柴油发电机组启动并处于准备好状态:频率和电压达到额定值,系统从优先电源到备用电源的切换开始正常运行。当柴油发电机组启动故障,或者没有处于准备好状态,欠电压时间小于7 s,优先电源供电的进线柜断路器保持闭合状态;一旦恢复了优先电源,就马上中断柴油发电机组的启动。

优先电源供电进线柜的断路器和柴油发电机组进线柜断路器之间的转换,既可以用位于配电柜上的控制开关,也可以用位于主控室控制屏上的控制开关手动触发启动。

3 系统逻辑模型[6]

3.1 系统边界

380 V应急交流电力系统母线 W1A、W 2A上游边界:外电网(第一优先电源良乡变电站、第二优先电源中国原子能科学研究院西变电站)、应急柴油发电机组;系统下游边界:10 kV中压配电系统的H 02A段的107AH号配电柜和H 02B段的208AH号配电柜、计算机监控系统、主控室的报警信号以及用电设备。

3.2 系统基本准则与假设

380 V应急交流电力系统作为支持系统,每一条母线向各自通道的负荷供电。任务时间为24 h。以下的说明及假设专门针对380 V应急交流电力系统故障树模型的建立。

系统分析中不考虑电缆系统(包括电缆通道、托架等)等部件的失效。

系统分析不考虑电压互感器、电流互感器本身的失效。

假设负荷及负荷开关失效,对整个系统的运行没有影响,只对该负荷支路有影响,因此负荷及负荷开关的失效放在负荷所属系统中进行分析。

假设系统的初始状态为正常运行工况,各路负荷由正常电源供电。分析中偏保守不考虑运行人员手动投入备用电源和恢复正常电源。

3.3 分析简介

在对CEFR 380 V应急交流电力系统深入掌握的基础上,运用经典的故障树分析方法[7]对其进行可靠性评价。本次分析将故障树分为两大部分W 1A母线失效和W 2A母线失效,建树的模型相同(图1);其中子故障树柴油发电机失效是难点,分为6组:启动系统(厂房的控制盘、主控制室控制盘、辅助控制点)、排风系统、排烟系统、冷却系统、燃油系统和油罐供油系统(出现在柴油发电机带载超过8 h)。其中燃油系统、冷却系统及油罐供油系统较复杂,除机械部件外,还涉及电气设备,是本次建立故障树模型的难点。

燃油系统分为过滤系统、油路系统和供油系统;分为3个子模块,分别予以建模。

冷却系统分为水冷部分和气冷部分,其中水冷部分涉及补水电磁阀和排水电磁阀等电子设备,按照其参与的不同功能分为不同的模块。

油罐供油系统是最复杂的部分,涉及的电子设备和阀门最多,2台抽油泵100%备用,本次分析不考虑泵之间的切换时间,围绕燃油抽油泵失效(分为启动失效和运转失效)、抽油泵进出口阀无流量以及油罐阀门失效,分别按照各自不同机械回路和电气控制回路分别建模。

对于不同模块分别予以建模,这样有利于以后故障树的修改和维护。

4 380 V应急交流电力系统故障树分析

4.1 系统顶事件

由于W 1A母线和W 2A母线是互为冗余的2个通道,因此分别予以建模,即故障树顶事件为W 1A母线失效和W 2A母线失效。

4.2 系统故障树

应用Risk Spectrum软件建立故障树模型对系统进行分析。限于篇幅,仅给出W 1A母线失效的主故障树(图1)。整个故障树包括61个基本事件,39个门事件,23个失效及维修数据。

4.3 失效数据

由于中国实验快堆尚未投入运行,并未建起自己相关数据库,因此,本次分析380 V应急交流电力系统可靠性,采用文献[8]所提供的相关失效数据。中国实验快堆的应急交流电力系统与一般电力系统类似,所以采用文献[8]的通用数据可以有效评估该系统的可靠性。

4.4 故障树结果分析

通过分析可得到:W 1A和W 2A母线的失效概率均为2.58E-06,柴油发电机带载超过8 h的失效概率为1.24E-03;柴油发电机带载小于8 h的失效概率为1.04E-03,380 V应急交流电力系统的失效概率为6.65E-12。

表1是顶事件失效的支配性最小割集以及其不可用度所占系统总失效的份额。

表2是W 1A母线失效,主要支配性失效部件的重要度和灵敏度分析。

表1 W1A母线最小割集Table 1 Them inimal cut sets for W1A bus

表2 W1A母线基本事件重要度及灵敏度Table2 The importanceand sensitivity of basic events of W1A bus

续表

由于基本事件的数据由统计处理得到,因此存在一定的不确定性,为了更加科学地描述计算结果,需要对系统不可用度进行不确定性分析。本次分析所用的软件提供5种可靠性参数的不确定性分布模型,根据分析中采用的基

图2 W1A母线CDF曲线Fig.2 Cumu lative density function o f W1A bus

5 结论与建议

通过以上分析,可以得到以下结论:

380 V应急交流电力系统(图4)的可靠性较高,可以很好地履行该系统的功能。如果发生故障,首先检查W 1A母线本身,其次是高低压熔断器,最后检查柴油发电机组。每次对应本事件可靠性数据的形式,本次分析将采用对数正态分布模型进行不确定性分析[9-10]。图2和图3是W 1A母线失效的故障树模型不确定度:得到90%置信度的置信区间为[8.36E-07,5.95E-06],中值为1.09E-06。急柴油发电机的检查维修,首要保证进排水系统畅通,其次是抽油泵启动及运转功能完好,最后检查冷却系统和排烟系统。

图3 W1A母线PDF曲线Fig.3 Probability density function of W1A bus

本次分析,可以为380 V应急交流电力系统更好地运行提供切实的维修方案;同时为中国实验快堆安全调试及运行做参考依据。

[1] 刘建.中国实验快堆核岛主工艺供电系统手册[M].中国原子能科学研究院,2003.

[2] 唐基本,等.中国实验快堆最终安全分析报告(电力系统)[M].中国原子能科学研究院,2008.

[3] 陈兆斌.核级应急柴油发电机组维修策略的研究[D].上海交通大学,2005.

[4] 中国实验快堆施工设计应急柴油机系统手册[M].核工业第二设计院,2006.

[5] 中国实验快堆应急柴油发电机组技术规格书[M].2005.

[6] 秦山安全分析报告[R].秦山核电公司,2004.

[7] 黄祥瑞.可靠性工程[M].北京:清华大学出版社,2004.

[8] IAEA.Generic com ponent reliability data for research reactor PSA[R].TECDOC-930,Vienna:IAEA,1997.

[9] 杨红义.中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价[D].中国原子能科学研究院,2004.

[10] 柯国土.反应堆安全分析讲义[OL].中国原子能科学研究院,2006.

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