核电厂汽动辅助给水泵转速控制

压水堆核电站入门重点一、名词解释（2题，共10分）1、压水堆2、反应堆反应堆是以可控方式产生自持链式核裂变反应的装置，产生、维持和控制链式核裂变反应3、核安全及其三要素核安全：在核设施设计、制造、运行及停役期间为保护核电厂工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的所有措施的总和。

这些措施包括：（1）保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放。

（2）预防故障和事故的发生。

（3）限制发生的故障或事故后果。

即核安全取决于设备的可用性、人的行为、工作组织与管理的有效性。

核安全的三大功能(也称作三要素)是：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。

4、固有安全性固有安全性被定义为：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只是由堆的自然安全性和非能动的安全性，控制反应性或移出堆芯热量，使反应堆趋于正常运行和安全停闭。

具备有这种能力的反应堆，即主要依赖于自然的安全性，非能动的安全性和后备反应性的反应堆体系被称为固有安全堆。

二、判断题（10题，共20分）1、一二回路的放射性问题一回路水的放射性主要来自于中子活化产物（其中主要是钴60）以及裂变气体。

中子活化产物是一回路材料在反应堆中子的照射下产生的放射性同位素，裂变气体是核燃料裂变反应后产生的一些放射性气体（氙、氪等）。

一回路通过蒸汽发生器将热量传递到二回路，由于蒸汽发生器的屏蔽，只要传热管不发生破损，一回路水不泄漏到二回路，二回路的水就不会有放射性。

2、与主回路相连的系统，与安注系统相连的系统与反应堆冷却剂系统（RCP）相连的有：化学与容积控制系统（RCV），余热排出系统（RRA），安全注入系统（RIS）与安注系统（RIS）相连的有：安全壳喷淋系统（EAS），反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）3、设备冷却水系统（RRI）是否有泄漏，如何检测主要检测波动箱的水位变化，一旦出现冷却水漏失，波动箱水位就会异常降低，主控室会出现警报。

核电厂主给水泵机械密封失效分析及改进摘要：某核电厂每台机组配备3台50%×2的主给水泵（APA），每台主给水泵均由一台前置泵及压力级泵组成，结构均为单级双吸泵。

其压力级泵的设计工况点为：额定扬程574.7m，额定流量3620.4m3/h，额定转速4805r/min。

主给水泵作为核电站常规岛最为重要的泵组，承担着一回路与二回路热量转换的重要功能。

每台APA泵组压力级泵的驱动端与非驱动端机械密封均为德国伯格曼供货，型号为SAFV1/147-E1-A1。

密封动环设置了螺旋泵送环结构，在密封旋转时，可以实现冷却液内部循环，通过热交换器将机封密封腔内的热量传递给闭式冷却水，达到密封端面降温的目的。

设置两路过滤器将介质中的杂质进行过滤，对密封起到保护作用。

关键词：核电厂；主给水泵；机械密封失效；改进1故障简介上述型号的机械密封在某核电厂4号机组4APA102PO运行过程中突然失效，导致介质大量泄漏，详细情况如下文所述。

2020年9月18日14：10：15，4号机组4APA105MT（4APA102PO压力级泵非驱动端机械密封腔室温度）稳定在59.9℃，在随后的1min内，该温度陡升至73.1℃，随后17min内温度降低并在50～60℃之间波动；14：30：20，4APA105MT温度突然升高至91.3℃，现场检查机封泄漏量交替出现滴漏及满管流情况；2min后温度降低到60～70℃之间波动，机封泄漏量为喷射状态，随着泵腔内的水注入机械密封腔室，最终4APA105MT温度为156.4℃。

对磨损的机封解体检查，主要异常有：（1）动环（石墨环）已完全磨平，磨损高度超过3mm（新动环部件的密封高度标准3.1～3.2mm），密封宽度由标准的6.5mm增加至磨平后的15.2mm；（2）浮动环（静环）辅助密封圈（EPDM）有溶胀现象，由原始标准尺寸164.4mm×5.33mm胀大至175mm×5.6mm；（3）密封轴套、静环座及弹簧座上均有油类物质，经过化验为矿物油；（4）静环座与辅助密封圈接触位置存在磨痕。

2020年第24期/总第318期0引言核电厂二回路良好的水化学工况取决于系统设计、结构、设备材料等，在电厂设计完成投运后水化学管理就成了水质控制的关键手段。

近几年，随着对二回路系统水化学控制的不断改进，二回路系统水质已得到明显改善，减少了二回路系统设备的腐蚀，保障着核电厂的安全稳定运行。

1二回路水化学控制优化1.1水化学管理理念提升二回路系统化学控制的目的是降低系统设备的腐蚀，减少腐蚀产物转移到蒸汽发生器内，降低蒸汽发生器二次侧的杂质离子浓度，改善传热管的缝隙化学环境，从而避免蒸汽发生器传热管的晶间腐蚀和应力腐蚀开裂。

目前，核电厂水化学管理的关键已经从控制水质的不超标转变为尽量降低系统杂质离子的含量。

因为只有在系统使杂质离子控制在尽量低的水平，才能有效地降低二回路系统的腐蚀，防止蒸汽发生器传热管的腐蚀开裂。

[1]核电厂化学人员对重要系统的关键参数建立了趋势跟踪，全面了解电厂的化学状态，当实验室检测的化学参数与前几次数据结果和化学控制规范指标比较时，发现化学数据超出期望值/控制值或者对比近几次分析数据有明显异常或者有劣化趋势，则立即确认取样的代表性和分析结果的准确性，比较在线仪表与化学离线分析数据，以判断超值数据的正确性，再结合系统设备的运行状况变化，判断是否为化学偏离或异常，如判断为化学偏离或异常则根据化学异常管理流程，立即汇报处理并分析出现异常的原因，根据纠正行动的等级采取相应的纠正措施，在规定的纠正时间内将化学参数恢复到正常的化学控制值范围内。

对于长期存在的异常情况，化学人员联合运行、维修人、设备管理人员成立了专项工作小组，共同商讨对策，研究解决，分析化学异常的原因，并决策下一步的纠正行动，直至异常化学参数恢复到正常控制值范围内。

核电厂二回路系统水化学控制优化昌桐刘慧宇郑文君摘要核电厂二回路水化学控制在电厂运行过程中起到关键作用，良好的水化学控制方法可以最大限度地降低二回路系统设备特别是蒸汽发生器的腐蚀，提高核电厂运行的安全性和可靠性。

ATWT信号紧急停堆现象及应对【摘要】某核电厂在做T3试验时因设备原因触发三台主给水APA泵跳闸造成ATWT紧急停堆。

ATWT停堆现象与机组因其他原因产生的停堆现象有很多不同，对应的应对措施也略有不同。

本文就真实机组中ATWT停堆现象进行阐述并进行分析，并提出应对措施。

【关键词】核电厂；ATWT；停机停堆；T3试验1引言ATWT系统是为了解决没有紧急停堆信号的预期瞬态而增设的一套系统(ATWT是不停堆预期瞬态的英文缩写：Anticipated Transient Without Trip )。

它不完全属于保护系统，也不必完全遵守保护系统必须遵守的设计原则(如冗余原则)。

ATWT系统监测的变量是主给水流量，在流量低于定值时给出触发信号。

在30%FP功率水平以下，ATWT信号是被闭锁的，闭锁信号由核测仪表的中间量程给出，此时在主控室有旁通指示。

反应堆保护系统对事故工况（特别是Ⅱ类工况）的保护手段主要是紧急停堆。

当紧急停堆保护发生故障时（例如当参数达到紧急停堆保护阈值,但没产生紧急停堆保护信号，或虽然产生了紧急停堆信号但紧急停堆断路器未断开）,此时发生的各种预期瞬变就称为ATWT。

对ATWT研究表明：丧失正常给水和丧失厂外电源这两个ATWT最为严重，前者使一回路超压，后者使DNBR降低。

正常给水丧失可能是由于给水泵故障也可能是由于给水调节阀故障引起的。

如果发生了丧失正常给水ATWT，则由于二回路吸收一回路热量的能力下降而引起一回路温度和压力上升。

为了限制后果，ATWT保护系统采用了图7.24所示的保护逻辑。

当堆功率大于30%Pn时，如果给水流量低于6%FP，则延时5秒后产生如下保护动作：① 汽机跳闸。

② 启动辅助给水系统，以防蒸汽发生器烧干。

③ 闭锁第3组GCT排放阀，防止蒸汽发生器烧干。

④ 紧急停堆，确保紧急停堆保护系统动作。

由此可见,ATWT保护系统也同时给出反应堆停堆信号,提供不同的反应堆停堆保护,用以实现反应堆停堆保护的多样性。

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。

660MW超超临界机组汽动给水泵推力瓦温度高故障原因分析及处理一、问题描述660MW超超临界机组汽动给水泵是核电厂的关键设备之一，其正常运行对保障核电站的安全和稳定运行具有重要意义。

然而在实际运行中，有时会出现给水泵推力瓦温度高的故障，造成设备停机，影响工厂的生产。

本文从分析该故障的原因入手，探讨其处理方法，以期为相关工程技术人员提供参考。

二、故障原因分析1. 设备设计缺陷一些给水泵在设计和制造时可能存在缺陷，导致其在运行过程中温度过高。

这可能是与材料选用、结构设计、加工制造等方面有关。

这种情况下，需要联系制造商对设备进行检修和改造。

2. 操作不当在设备的正常运行和维护过程中，操作不当也是导致给水泵推力瓦温度高的原因之一。

例如运行参数设置不合理，操作人员工作失误，未按规定进行设备维护等。

解决这一问题需要提高操作人员的技术水平，加强培训和教育。

3. 设备老化随着设备的使用年限增加，一些部件可能会发生老化和磨损，导致设备性能下降，温度升高。

对于这种情况，需要进行设备维修和更换关键部件。

4. 环境因素一些环境因素，如高温、潮湿、污染等，也可能导致给水泵推力瓦温度升高。

解决这一问题需要加强对设备所处环境的监控和管理，采取合适的防护措施。

5. 其他原因除了以上几种原因之外，还有可能存在一些其他原因导致给水泵推力瓦温度高，例如人为破坏、设备故障等。

对于这些情况，需要及时进行排查和处理。

三、处理方法1. 设备改造对于存在设计缺陷的设备，需要与制造商联系，进行必要的改造。

这可能涉及到材料更换、结构调整、工艺优化等方面的工作，改造后的设备应能够更好地适应工作环境，提高稳定性和可靠性。

3. 设备维护保养针对设备老化和磨损导致的故障，需要进行定期的设备维护和检修工作。

定期更换关键部件，及时进行故障排查和处理，延长设备的使用寿命。

5. 完善管理制度对于人为破坏、设备故障等原因导致的故障，需要完善相关的管理制度，加强对设备运行过程的监控和管理。

辅助电锅炉在核电厂中的应用及改进措施辅助电锅炉涉及到的电气、管阀、保护、仪控等多个专业，本文对电锅炉的工作原理进行了简单介绍，并对运行中出现的电极磨损和铁沉渣问题提出了新的改进措施，希望能帮助到电厂运维人员增加对电锅炉的了解，从而更加方便以后的运维工作。

一、电锅炉在国内的应用现状瑞典ZanderIngestron公司生产的高压电极蒸汽锅炉，是电极式介质直接加热锅炉，加热效率高，运行稳定。

逐渐取代喷射式电锅炉，目前在国内核电厂，尤其是三代核电中得到了广泛的应用。

二、辅助电锅炉在核电系统中的作用要介绍辅助电锅炉的作用，首先需要了解辅助蒸汽系统，因为辅助锅炉是辅助蒸汽系统的重要组成部分，在主蒸汽系统不可用时，给电厂供给辅助蒸汽。

辅助蒸汽供应系统（ASS）为汽轮机轴封系统（GSS），除盐水处理系统（DTS），除氧器，热水供热系统（VYS）等系统设备提供低压蒸汽。

包括：1）维持除氧器运行：为除氧器供汽以加热凝结水和给水除氧。

汽轮机跳机时，主蒸汽通过辅助蒸汽系统维持除氧器压力。

2）向汽轮机提供轴封蒸汽：在电厂启动，主蒸汽可用前，向汽轮机高低压缸提供轴封蒸汽，维持凝汽器真空。

3）热水加热：电厂停堆时辅助蒸汽系统为热水加热系统（VYS）提供低压蒸汽。

4）蒸汽保养：对于短期晚碓，辅助蒸汽系统为MSR和给水加热器壳体提供保养蒸汽。

5）蒸汽供给：辅助蒸汽系统为常规岛化学药剂供给系统、核岛（TBD）和 BOP供热站提供蒸汽。

6）为主蒸汽提供流道：汽机跳机后，辅助蒸汽系统将主蒸汽输送到除氧器。

当热水加热系统（VYS）的抽汽不可用时，辅助蒸汽系统将主蒸汽输送到热水加热系统。

辅助蒸汽有两个来，主蒸汽系统（MSS）和辅助锅炉。

在主蒸汽不可用（比如电厂启动）的情况下，辅助锅炉通过辅助蒸汽母管为上述系统和设备提供辅助蒸汽。

三、辅助电锅炉的主要组成部分及其作用辅助电锅炉主要有以下部分组成：（一）电气和控制设备：ASGS的电每相由两个10KV电极和两个380V子分布板构成。