某核电站主泵可取出部件去污系统改造

核电厂除盐水分配系统控制逻辑优化与改进摘要：针对某核电厂常规岛除盐水分配系统三台供水泵跳闸问题，对除盐水分配系统控制逻辑进行了深入分析，发现控制逻辑设计不合理，在机组大量用水的情况下，会导致供水母管压力低跳泵。

本文通过分析机组在大修启机阶段大量用水情况下的流量特性曲线，并对比其它同类型核电机组对控制逻辑提出了优化方案，并成功应用到现场。

关键词：除盐水分配系统；母管压力低；母管流量高；跳闸0引言2014年2月15日，某核电厂1号机组满功率运行，2号机组处于大修启机阶段，常规岛两台凝汽器大量进水冲洗，厂内除盐水分配系统2号供水泵在自动运行状态下异常跳闸，3号泵未联锁启动，供水短时失去。

随后联系电厂化学人员，手动启动3号供水泵，除盐水分配系统恢复正常运行。

1系统流程和功能电厂除盐水分配系统的作用为提供符合系统水质要求且pH值为9的除盐水。

系统设计三台除盐水泵，将两个储存罐内的除盐水经过供水母管，分别输送给两台核电机组常规岛厂房用户，以满足用水要求。

系统流程如下图1所示。

图1除盐水分配系统流程图三台除盐水泵根据运行需要可以选择一台为主泵，一台为副泵，一台为备用泵。

备用关系为：如果1号泵作为主泵，则2号泵作为副泵；如果2号泵作为主泵，则3号泵作为副泵；如果3号泵作为主泵，则1号泵作为副泵。

2除盐水泵控制方式三台除盐水泵启停逻辑主要分为以下五种情况，具体可以参见下图2控制逻辑图。

1）手动控制模式下，通过上位机直接手动启停。

2）自动控制模式下，一台泵为主泵正常运行，一台泵设置为副泵，第三台泵为备用停运状态（此逻辑设计目的为不允许三台泵同时运行）。

3）自运控制模式下，作为副泵，若母管流量高于194t/h，那么将产生副泵的启动信号（此情况主要针对下游除盐用水量较大时，两台泵同时运行以满足用水需求）。

4）自动控制模式下，若除盐水泵母管压力低于6bar，延时15s后，将直接产生三台泵的跳泵信号。

5）自动控制模式下，若不满足相应的运行条件（供水母管流量高于514t/h或两个除盐水罐的液位低于1米或除盐水泵的入口阀都未打开），也会直接产生三台泵的跳泵信号。

摘要：主泵是核电厂的关键设备，其稳定可靠地运行对提高核电厂的安全性、可靠性有着重要意义。

近年来，国内核电站开始使用屏蔽电机主泵。

然而，核电站仅采用单参数阈值监测的方式对屏蔽电机主泵进行监测，不能满足故障诊断的需要。

为此，在对屏蔽电机主泵典型故障进行分析的基础上，根据核电厂的实际需求，对监测系统提出了改进建议。

关键词：核电站；屏蔽电机主泵；故障；监测系统0引言AP1000核电站中采用的屏蔽电机主泵在国内核电站中的应用尚属首次。

主泵若出现故障会触发反应堆停堆，对于核电厂的可靠运行有着重大影响。

屏蔽电机主泵结构复杂，不易现场拆解和查找故障。

因此，对其运行状态进行有效监测并进行故障诊断，可以有效提升主泵维护效率，避免屏蔽电机主泵出现故障，引起不良后果。

1屏蔽电机主泵简介屏蔽电机主泵的主要结构特点是，泵和电机都被密封在一个被泵送介质充满的压力容器内，由一个电枢绕组提供旋转磁场并驱动转子，取消了普通离心泵的旋转轴密封装置，只有静密封。

屏蔽套将电机的定子和转子隔开，电机通过转子与定子之间的循环介质对其进行冷却。

其主要结构示意图如图1所示。

屏蔽泵由于不需要动密封，完全实现了零泄漏，具有安全性高、结构紧凑、运行稳定的优点。

其主要缺点在于：（1）由于屏蔽套的存在，泵工作效率较低；（2）电机绕组温度运行较高，对绕组绝缘不利；（3）屏蔽泵完全密封，从外部难以判断其轴承磨损等情况，不便于设备维护。

2典型故障分析尽管屏蔽电机主泵在国内核电站刚开始应用，但屏蔽泵在化工行业中的应用已经较为广泛，工业领域对其故障的分析已经积累了不少经验[1-3]。

下面笔者结合上述屏蔽电机主泵的结构特点，对其典型故障进行分析。

2.1 转子质量不平衡质量不平衡是旋转机械最常见的故障，大多是由转轴质量偏心造成，在轴承上产生动载荷，使设备发生振动。

其振动频率一般与旋转频率相同，因此其振动信号频谱的典型特征是基频振动占比很大，高频振动占比较小。

当主泵转速一定时，振幅或相位变化比较平稳，转轴的轴心轨迹为偏心率较小的椭圆。

核电站中的主泵系统作用与原理核电站是一种利用核反应产生热能，进而转化为电能的设施。

而核反应所产生的热能需要通过主泵系统来进行有效的传输和利用。

本文将介绍核电站中主泵系统的作用和原理。

一、主泵系统的作用主泵系统在核电站中起着至关重要的作用，主要包括以下几个方面：1. 提供冷却剂流动：核电站中的核反应需要大量的冷却剂来稳定温度，并将产生的热能传输出去。

主泵系统通过提供足够的冷却剂流动，确保核反应的稳定运行，并防止核反应堆超温。

2. 保持系统压力：主泵系统通过控制冷却剂的流动速度和压力，保持核反应堆内部的稳定压力。

这有助于维持核反应的持续进行，并确保核反应堆的安全性。

3. 供应动力设备：主泵系统不仅需提供核反应所需的冷却剂流动，同时也为核电站的其他设备提供动力。

例如，主泵系统可以为涡轮发电机提供动力，使其能够将核反应所产生的热能转化为电能。

4. 保障系统的稳定性：主泵系统在核电站中也起到维持系统稳定运行的作用。

通过控制和调节冷却剂的流动速度和压力，主泵系统能够稳定供应充足的冷却剂，确保核反应的平稳进行，减少系统故障和波动。

二、主泵系统的原理主泵系统是核电站中的核心组成部分，其工作原理主要包括以下几个方面：1. 冷却剂循环：主泵系统将冷却剂从反应堆中抽出，经过冷却器降温后再重新注入反应堆。

这种循环流动不仅有助于稳定冷却剂温度，还能将产生的热能传递给冷却剂。

2. 泵驱动：主泵系统通常由多个泵组成，为确保连续供应冷却剂，每个泵都需要有稳定的驱动力。

核电站中常采用电动泵作为主泵系统，通过电力驱动泵的运转，从而进行冷却剂的流动。

3. 压力控制：为确保核反应堆的安全性，主泵系统需要保持恰当的压力。

通过控制泵的流量和阀门的开闭来调节压力，确保核反应堆内的压力维持在安全范围内。

4. 自动保护：为应对突发情况，主泵系统还需要具备自动保护机制。

一旦发生异常情况，如压力过高或温度异常升高，主泵系统将会立即采取相应的措施，如停泵或调整泵的运行参数，确保核电站的安全运行。

浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点摘要：本文简要介绍了核电站主泵的发展以及各代主泵的优缺点，包括新型三代核电屏蔽式主泵的主要特点。

关键词：核电主泵屏蔽引言从1954年前苏联成功建成世界第一座5兆瓦的实验性核电站到现在100万千瓦的先进压水堆核电站，民用核电站已经发展了三代。

虽然其设计理念和电站结构都有很大的改动，但作为核电站心脏的主泵，其核心设备的地位一直未曾动摇。

1.二代主泵的特点一代核电站为实验堆，本文暂且不论。

在商用核电站中，从二代到二代加的核电站机组，都是采用带轴封的单级离心主泵。

以秦山二期100D主泵为例，该主泵从西班牙ENSA采购，是一台立式带飞轮的单级离心泵。

该主泵的轴封采用串联的三级密封，第一层密封为可控液膜密封，第二层为压力平衡摩擦端面型密封，第三层为机械摩擦端面双效应型密封。

该主泵的主要优点是效率高，但同时，其缺点也是显而易见的。

首先，核岛内必须多增两套管路，一套轴封注水/冷却水管路和一套轴封泄露水回收管路，他们的泄露或失效都会导致核岛内核泄漏。

轴封水温度检测、压力检测、液位检测和流量检测系统都是为了轴封专设的监测单元，增加了系统复杂性和操控难度。

其次，不论采用多先进的轴封，其固有的特性决定了存在轴封失效的可能，一旦失效，将会对主泵乃至整个核电站造成严重的影响。

即使只考虑正常的损耗，在核电站整个寿期内也需要多次更换，不利于核电站的长期稳定运行。

而且，由于主泵位于核岛内，处于高辐射区，维修人员每次维修所接受到的放射剂量也是一个不容忽视的问题。

2.三代主泵的特点上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。

在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。

AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安全功能的技术。

核电机组C类大修环吊使用分析优化摘要：核电站机组大修以核岛反应堆的拆、装堆，主设备的检修为关键路径，反应堆和主设备的拆卸、回装必须使用环吊吊装，环吊作为反应堆厂房内唯一的大型吊装设备，是反应堆主设备检修的关键资源；大修期间其他配合性工作也需使用环吊，这直接影响关键路工作环吊的使用；目前大修工期不断优化，因此环吊的合理安排和优化显得至关重要。

本文以VVER堆型核电机组C类换料大修为例，从机组大修期间各里程碑窗口的环吊使用工作出发，结合大修经验，分析总结环吊使用安排注意事项以及环吊使用调整措施，对环吊的使用进行优化，合理安排使用环吊，保证大修关键路径工作的顺利开展，为大修工期优化提供保障，同时提出后续环吊优化建议和改进措施。

关键字：环吊；主泵；蒸汽发生器；里程碑1概述环吊是核电站大型重要设备的吊装机械，安装于反应堆厂房，工程建设安装阶段主要负责反应堆厂房内主设备的吊装工作，核电站商运后主要用于机组大修期间反应堆开、扣盖，堆内部件吊装、检修及各种工器具的吊运工作，环吊在反应堆厂房设备的检修过程中起着至关重要的作用。

2大修期间使用环吊的主要工作VVER堆型核电机组每燃料循环周期内将进行一次停堆换料，根据检修项目重点讲述C类换料大修（年度换料大修）期间使用环吊的主要工作：1)反应堆上部组件，保护管组件以及堆芯吊篮的拆卸回装；2)主泵电机、可抽部件的拆卸及回装，以及径向止推轴承的检查维护；3)蒸汽发生器的解体及传热管涡流检查；4)压力容器焊缝役检，堆芯吊篮内、外表面役检，保护管组件外表面役检（全面换料大修）；5)检修工具的运输，稳压器安全阀等小设备的吊运；6)大修期间反应堆厂房UJA34米场地的倒换整理。

3C类换料大修各里程碑窗口环吊使用分析C类换料大修设置12个里程碑节点： M00:解列、M10:进入正常冷停堆、M20:进入维修冷停堆、M30:反应堆开盖结束、M40:堆芯卸料开始、M50:堆芯装料结束、M60:反应堆扣盖结束、M70:离开维修冷停堆、M80:离开正常冷停堆、M90:进入热态、M100:临界、M110:机组正式并网，下面对各里程碑窗口的环吊使用进行分析：3.1M00:解列-M10:进入正常冷停堆此阶段关键路径工作是解列后机组冷却，环吊使用主要进行工器具，脚手架，废物收集桶的运输，为主设备的检修做准备。

田湾核电站抗燃油应用与维护许海生（江苏核电有限公司，江苏连云港222042）1核电站主泵用抗燃油监督田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，一期工程建设两台单机容量106万kW的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组。

二期两台机组单机容量112.6万kW，采用俄罗斯VVER-1000改进型核电机组。

1号和2号机组分别于2007年5月17日和8月16日先后投入商业运行。

二期工程于2012年12月27日正式开工建设。

3号、4号机组分别于2018年2月15日、12月22日投入商业运行，机组设计寿命为40a，年平均负荷因子不低于80%，年发电量为140亿kW·h[2]。

反应堆冷却剂泵简称主泵，是一回路的重要组成部分，主要功能为保障一回路冷却剂的循环，强化堆芯传热，并把堆芯产生的热量传送到蒸汽发生器，属于安全1级、质保1级设备，以安全可靠而著称。

田湾核电所使用的主泵型号为ГЦНa-1391，为立式、离心、单级泵，由水力壳体、可取出部件、电动机、上部和下部定位架、支撑件及辅助系统等组成。

1391型主泵上径向轴承和推力轴承采用水润滑方式，推力轴瓦为渗硅石墨瓦块（耐磨材料СГ-П0.5）。

同样从安全考虑，主泵电动机轴承室润滑采用同汽轮机润滑油一致的同一牌号的抗燃油，以色列化工集团工业品公司（ICL-IP，原美国阿克苏诺贝尔磷化学公司）生产。

抗燃油具有较好的黏温性和氧化安定性，尤其是难燃性，自燃点高达530℃以上，较普通矿物汽轮机油350℃的自燃点高约200℃，可以保证汽轮机组高温蒸汽管道减少火险隐患。

每台主泵电动机润滑油油箱容积为1600L，按设备KKS编码区分分别为JEB10-40BB001，单个机组共4台，1号~4号机组共计16台。

油系统用来冷却电动机上部和下部巴氏合金径向轴承，以保证电动机准备、启动和运行。

油系统安装在主泵机组上定位隔架的支架上，包括油箱JEV10BB001，2台屏蔽电动泵JEW10AP001和JEV10AP002，安装在油箱顶部的油冷却器JEV10AC001及装在电动机转子上的螺旋泵等。

核电站除盐水生产系统自动化提升研究摘要：根据对SDA系统（除盐水生产系统）、设备的调查和分析，鉴于前期机组手动操作制水，导致现场工作量大、制水效率低及手动操作设备联锁保护可靠性差等缺点，结合内部外经验反馈，改进工作在满足系统手册要求的自动启停功能的基础上，增加一键启动制备SED、SER除盐水的功能；与此同时，从设备损坏率的降低、制水合格率的提高等诸多方面综合考虑，丰富了记录、监控、预报警、保护逻辑和趋势分析的能力。

改进工作从提升人员绩效、减少人因失误、促进根本原因分析的要求出发，将自动化程度从原先的20%提升至80%，达到电厂制水自动化的先进水平，同时解决了生产效率低下、资源浪费及系统可靠性差的难题，并且结合现场调试试验工作，完成了具有核电特色的除盐水系统控制主画面设计创新以及“一键式”启动制水功能的实现。

关键字：SDA；自动化；一键启动；可靠性；效率；前言根据除盐水系统手册控制基准中描述，控制系统须在满足制水需求的条件下，尽可能地减少操作及维护量，并且系统手册中要求除盐水生产系统（SDA）可根据SED、SER除盐水罐液位的变化自动启停系统生产除盐水，控制系统必须以高效的可操作性为基准。

另外，SDA 系统可根据被处理水的体积自动实现双滤料过滤器的反冲洗和离子交换器的再生，当系统选择在"自动"位置时，系统的生产停运和再生将按照除盐水的要求自动运行。

但是在实际运行过程中，操作人员只能手动依次在上位机启动系统中的各个设备，或者通过更麻烦的方式：就地手动按要求依次操作各个设备。

核电厂8号机组的除盐水生产系统一共包括731台阀门、49台容器罐体设备、27台泵、2台罗茨风机、各类测量仪表等等近一千多台设备，而在系统投运和正常运行切换过程中，各个设备的动作时间和状态有严格的逻辑要求，如果出现失误，将会对系统正常运行甚至设备的安全带来严重影响。

1除盐水系统自动化提升目标1.1影响系统稳定运行因素经过对现有系统运行的分析，影响系统安全稳定运行的主要因素如图一：图1：系统效率分析图通过对各个因素的详细分析及讨论，认为通过优化控制单元配置，增加相应的控制程序和逻辑，提高系统自动化水平，基本可以解决除“料”的影响因素外，其他所有因素对系统稳定高效运行的不利影响。

田湾核电站优化主泵检修工作的探索与实践作者：贾晓鸿来源：《科技视界》 2014年第19期贾晓鸿（中核集团江苏核电有限公司，江苏连云港 222042）【摘要】田湾核电站通过对主泵独立回路和轴封组件冷却水管线移位，成功解决了大修期间检修主泵遇到的问题，为今后大修工期及检修主泵工期的优化提供了有力保障。

【关键词】主泵；轴封水；独立回路；流量1 田湾核电站主泵附属管线简介田湾核电站主泵为俄罗斯中央机械设计制造局设计并制造的1391型主泵，每台机组4台，共八台，其附属系统包括：独立回路、轴封组件冷却水系统、径向-止推轴承润滑/冷却系统和电机润滑油系统等。

本次是对独立回路和轴封组件冷却水系统的三根管线进行了改造。

1.1 独立回路独立回路用于润滑和冷却可拆卸部件的下部径向轴承。

独立回路是一个闭合回路，由独立回路冷却器（JEB10AC002）、汽水分离器（JEB10BB001）、循环管线以及阀门组成。

独立回路用一回路冷却剂充注，并且与反应堆装置的充注同时进行。

当冷却剂泵运行时，独立回路的水循环是依靠辅助叶轮实现的强制循环，即温度小于60℃的冷却水沿轴封组件壳体和可拆装部件壳体内预设的通道进入下部径向轴承，润滑、冷却下部径向轴承后，被加热的水由辅助叶轮输送到汽水分离器（JEB10BB001），分离出来的水经过冷却器（JEB10AC002）被冷却后，沿管道再次进入下部径向轴承。

循环水流量为12m3/h。

1.2 轴封组件冷却水系统轴封组件冷却水系统用于冷却和润滑轴封组件各级密封。

轴封组件冷却水系统由冷却器（JEB10AC001）管线以及阀门组成。

轴封组件冷却水系统正常供给来源于一部分容积和硼控系统（KBA）的下泻流，即一回路冷却剂沿下泻管线进入KBA系统后，一部分冷却剂经阀门KBA40AA101/102进入冷却器KBA40AC001，待冷却剂温度下降低于60℃后经阀门JEW12AA101引至轴封组件。

当轴封组件冷却水正常供给管线出现故障不可用时，启用轴封组件冷却水备用供给方案，即一回路冷却剂沿下泻管线进入KBA系统后，经阀门KBA10AA101/102进入冷却器KBA10AC001/002，待冷却器温度下降低于60℃后，引一部分冷却剂经阀门JEW11AA101至轴封组件。

设备管理与维修2021翼5（上）M310核电站机组主给水泵暖泵的完善措施探讨张赟（海南核电有限公司，海南昌江572733）摘要：国内某核电厂每台机组设有3台主给水泵，正常功率运行情况下，两台运行，一台备用。

当出现异常突发情况时，备用泵自动启动。

从给水泵切换出发，通过现场测量和理论计算，阐述给水泵切换前的暖泵措施，避免冷水进入高加导致高加解列或更严重的事故发生。

关键词：主给水泵；水位三高；高加解列；停机停堆；暖泵措施中图分类号：TM623文献标识码：B DOI ：10.16621/ki.issn1001-0599.2021.05.520引言国内某核电厂每台机组设有3台主给水泵（APA ），当出现异常突发情况时，备用泵自动启动。

由于泵出口到高压加热器系统入口之间管道存在一部分给水没有被充分加热，这部分给水进入高压加热系统后，将会导致高压加热器壳侧蒸汽被大量冷凝，极有可能触发高压加热器水位三高信号，致使高压加热器解列，严重情况下还可能导致停机停堆。

1主给水泵结构和回路系统概述1.1电动给水泵的结构电动给水泵组由吸入级泵（前置泵）、压力级泵、电机、液力耦合器以及增速齿轮箱等主要部件组成。

电机轴的一端直接驱动前置泵，轴的另一端通过液力耦合器和增速齿轮箱带动压力级泵。

前置泵由一台功率为7700kW 的鼠笼式异步电机直接驱动，额定转速为1495r/min ；压力级泵由电机轴的另一端通过增速齿轮及涡轮液力联轴器驱动，额定转速为5780r/min 。

APA 泵系统流程如图1所示。

1.2给水泵的给水主回路系统电动给水泵的前置泵和压力级泵均属卧式、单级双吸泵。

除氧器来的水经过三条降水管、前置泵入口电动隔离阀（APA101/201/301VL ）、异径接头，进入前置泵（APA101/201/301PO ），再从前置泵出口经装有异径接头，流量测量孔板的泵间联络管（联络管上安装有过滤器APA101/201/301FI ，此管与前置泵为法兰连接，与压力级泵为焊接）进入压力级泵（APA102/202/302PO ），然后经出口逆止阀和电动隔离阀送往高压给水加热器。

科技视界Science &Technology Vision【摘要】在Q1—OT118大修主泵解体检修期间,秦一厂利用上次主泵去污经验对现有的主泵去污设备加以改进,在外方专家为电厂提供主泵化学去污处理工艺,以及专业技术支持下,完成两台主泵的水力部件的去污工作。

在各相关处室的全力配合下,主泵A 、B 水力部件去污工作用时10d ,圆满完成此次两台主泵水力部件去污工作。

经过此次去污工作,考虑对秦一厂主泵去污工艺进行总结归纳,通过总结水力组件去污工作流程,梳理去污过程的配方、工艺流程,为今后的主泵水力组件去污工作提供技术参考,以及改进方向。

【关键词】主泵;水力组件:化学去污;超声波;去污系数DOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2022.22.080引言核电站反应堆主冷却剂循环泵（以下简称“主泵”）水力组件是主泵设备辐射剂量率最高的部件，由于长期运行在高温、高压、高辐射的主系统冷却介质中，其表面不可避免地附着了一层由金属氧化物和其他杂质组成的活化腐蚀产物。

其形成的辐射剂量率往往超过100mSv/h [1]。

由于核电站一般在每8~10年会对主泵进行一次全面的解体检查，其中就包括剂量率最高的主泵水力组件，为控制检修人员受照射剂量，降低主泵检修的集体剂量，会对主泵水力组件进行去污。

而目前在核电系统中主要使用的去污方式有化学—超声去污、化学去污，也有部分机组使用单纯超声去污。

田湾核电站就进行过超声去污、化学去污、化学—超声去污，并进行了比较，可以明显发现化学—超声去污效果最好，化学去污效果只微弱低于化学—超声去污，而单纯超声去污的效果最差[2]。

考虑主要原因是超声去污只是去除表面松散污染，无法达到化学去污的剥离金属氧化层，去除活化腐蚀产物的效果。

本文依据秦山核电一厂118大修主泵水力组件的去污工作，对化学—超声去污工艺流程进行全流程研究，对化学—超声去污工作中一些关键细节进行分析。

某三代核电厂设备冷却水系统改进分析作者：滕浩来源：《中国房地产业·上旬》2019年第03期【摘要】本文简要介绍了某三代核电站设备冷却水系统，对系统的运行和故障模式进行分析，发现设备冷却水系统存在的不足，并提出改进方案，通过合理增加备用列和备用设备，满足系统所有设备的检修需求，提升设备冷却水系统的可利用率。

【关键词】设备冷却水系统;检修;备用;可利用率1、某核电站设备冷却水系统简介设备冷却水系统是为核岛相关工艺系统提供设备冷却水，在电站运行期间，以及在停堆换料期间将各设备和设施产生的热量通过厂用水系统传递到环境。

系统设计为两个机械系列，每个系列包括一台设备冷却水泵和一台冷却水热交换器，在公共母管上设一个波动箱和化学添加箱。

系统流程简图如下图1：设备冷却水系统的安全相关功能是，对贯穿安全壳屏障的设备冷却水系统管线进行安全壳隔离。

设备冷却水系统的纵深防御功能对防止非能动安全系统的动作有重要作用，包括：正常停堆冷却、换料工况热量导出、补水泵保护、乏燃料的冷却。

2、设备冷却水系统存在的问题设备冷却水系统需要在电站整个寿期内连续运行，采用了简化设计，设备冷却水系统成为非安全相关系统，系统仅有1列母管和2台泵。

设冷水系统丧失时用非能动堆芯冷却系统来冷却堆芯，可能会导致非能动系统进一步动作，进而对电站造成一定程度的损伤和破坏。

用消防水对正常余热排除系统进行冷却，仅能持续几个小时，消防水质差将对系统产生不良影响，系统恢复困难。

从电站运行经济性和投资保护角度考虑，希望非能动专设安全设施在整个寿期之内不需要动作，这就要求设备冷却水系统有非常高的可靠性。

2.1部分阀门检修困难设备冷却水系统部分阀门，只有在系统停运的情况下才可以对其进行检修。

经统计设备冷却水系统难以隔离检修的阀门有20英寸阀门5个、12英寸阀门2个、10英寸阀门1个、8英寸阀门1个、6英寸阀门3个、4英寸阀门1个、3英寸阀门1个。

波动箱材料为碳钢，应安排一定间隔周期的检查，期间将排空，进行内部除锈、测壁厚。

核主泵故障引发的事故核主泵故障引发的事故，这可真是一出让人心跳加速的“大片”！咱们先来想象一下这个场景，画面一转，核电站的那高高的烟囱，正冒着悠悠的白烟，四周一片宁静，仿佛一切都在按部就班地运行。

突然，哐当一声！那主泵突然出了问题，整个电站的节奏顿时被打乱，气氛也瞬间变得有点紧张。

没错，这就是我们今天要聊的——核主泵故障。

什么是核主泵？说白了，它就是核电站里最牛的“动力发动机”。

它的作用可大了去了，主要就是把冷却水通过反应堆循环，保持反应堆的温度在合适范围。

你想象一下，如果这个“发动机”停了，冷却水流动不了，那反应堆的温度就会飙升，事情可就大条了。

换句话说，核主泵一旦出问题，后果可能不堪设想。

那核主泵怎么可能出问题呢？其实原因五花八门，各种小毛病可能累积成大问题。

有时候是设计不合理，设备质量不过关；有时候可能是操作人员失误，没按规定程序操作；有可能是外部环境因素，比如电力供应波动、外部震动等因素影响了泵的正常运行。

举个例子，核电站就像一台精密的时钟，每一个齿轮都必须无缝衔接，可要是某个齿轮卡壳了，整个机制就可能出故障。

话说回来，核主泵一旦出现问题，那后果可不简单，别小看这个“水泵”，它一旦出了问题，最直接的影响就是反应堆的冷却系统无法正常工作，温度升高，压力也随之上升，情况就可能变得相当危险。

你看，核电站里的温度、压力都是非常高的，稍有不慎，可能就引发一连串的连锁反应，最终导致更大规模的故障，甚至出现核泄漏的风险。

你听着就觉得冷汗直冒吧。

不过，放心，现代的核电站其实都有一套相当完善的应急措施。

万一出现了问题，核主泵的故障并不会立马就引发灾难，系统会自动启动备用设备，给整个冷却系统“打个补丁”。

这种设计就像是你开车遇到引擎故障，车上有备用电池，至少可以撑一段时间。

不过，关键问题是，备用系统毕竟不能像主系统那样完美运行，一旦备用系统也出现问题，那就得紧急疏散了。

就拿某个事故来说吧，某次核电站的主泵出现了故障，虽然应急系统启动得很快，但由于技术问题，备用泵的启动延迟了几分钟，导致了反应堆温度一度偏高，差点就发生了严重的超温情况。

核电站主泵改进核辅助系统的支吊架布置设计分析摘要:本文以福方工程因主泵改进所引起的核辅助系统的新增及修改支吊架设计为例,在相应规范和设计条件基础上,提出管道支吊架布置设计修改原则,通过具体结构等设计问题加以分析讨论,提出布置专业支吊架设计的典型方案,对今后的核级管道布置设计有一定参考意义。

关键词:主泵改进核辅助系统支架布置设计管道支吊架的设置是核电厂管道设计重要组成部分,它对管道起支承、限位和固定作用,控制管系的受力及设备的受力,保证管道和设备长期安全运行。

福方工程由于采用ANDRITZ供货的主泵,核辅助系统管道在泵上的管口方位与参考电站有很大差异,所以相应管道布置改动较大,相关支吊架需重新设计以满足要求。

1 管道支吊架设计概述1.1 管道支吊架分级及分类按RCC-M规定,支吊架的规范分级如下:RCC-M1级管道的支吊架为S1级;2、3级管道的支吊架为S2级;NA级管道的支吊架为NA 级;共架支吊架按其支撑最高级别的管道来定级;2 主泵改进核辅助系统新增支吊架设计2.1 主泵改进新增支吊架简述福方工程采购了ANDRITZ公司生产的主泵。

该主泵方案与参考电站中所用的100D型主泵技术方案变化较大,由此管道布置设计有较大变化,新增并修改管道支吊架共200多个。

2.2 主泵改进新增支吊架位置设计2.2.1 管道支吊架位置确定原则(1).承重架不应大于支吊架的最大间距。

管道的支吊架的最大间距是根据强度条件及刚度条件计算决定的。

(2).考虑热胀应力的影响,减小设备管口的受力,支吊架尽量不要离设备管口过近。

ANDRITZ主泵轴封由RCV系统注入。

该RCV管道直接跟主泵管口相接,既要考虑管道有足够的柔性满足热涨应力,同时考虑管道有足够刚度保证事故工况要求。

如管道RCV245采用了具有足够柔性π形布置。

如果布置管道直接从主泵管口水平接出,由于泵体本身热涨位移,导致管口热涨应力无法通过;另外在确定承重支吊架位置时,由于泵口接管荷载有限制,注意承重架位置尽量不要离管口过近。

方家山核电厂松脱部件与振动监测系统的设计杜从波;熊之光;吴坤【摘要】松脱部件与振动监测系统是核电厂监测一回路中是否有松脱件的基本安全工具。

本文介绍了方家山核电厂松脱部件与振动监测系统的功能，阐述了松脱部件与振动监测系统的设计准则。

%KIR system is a basic security tool for monitoring loose parts in primary loop. This article described main features of KIR system in FJS nuclear power plant, and elaborated the design criterion of KIR system.【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2016(023)010【总页数】3页(P95-97)【关键词】松脱部件;功能;设计准则【作者】杜从波;熊之光;吴坤【作者单位】中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300;中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300;中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300【正文语种】中文松脱部件与振动监测系统是核电站一回路基本的安全工具之一，主要用于监测反应堆冷却系统中是否有松动或脱落部件，如有，还须估算出松动部件的质量、能量以及撞击位置。

一回路系统中的松脱件来源主要有2类：一类是紧固件发生脱落或断裂；另一类是在安装、维修或换料时遗留下的物件。

松动部件会经常和系统中的其他部件碰撞，引起部件损坏和材料磨损。

国内外一些核电厂中曾多次发生这类事故：法国曾对 35 个核电站机组作过统计，1976～1985年间共发现了10次遗留物件，其中，3次性质严重，需要停堆处理；国内核电站也出现过同类问题。

KⅠR系统有2个专用子系统，即由松脱部件检测系统（LPDS）和振动监测系统（VMS）组成，执行2种明确规定的功能：· 监测反应堆压力容器和压力容器内构件（例如，压紧弹簧，热屏蔽，燃料棒组件和堆芯吊篮等）的异常振动行为。