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昌江核电主泵调试与运行问题分析及解决方法探讨作者：杨俊辉罗琴来源：《科技视界》2016年第23期【摘要】主泵是压水堆核电站反应堆冷却剂系统的主要承压设备之一，用于驱动带有放射性的高温高压的冷却剂。
每个反应堆环路设置一台主泵。
海南昌江核电厂1、2号机组采用德国KSB公司生产的RSR 750型立式轴封主泵。
本文对主泵在调试期间与运行过程出现的问题及解决方法进行分析和探讨，为工艺改进及逻辑变更提供参考依据。
【关键词】主泵；顶轴油泵；氮气密封【Abstract】Reactor coolant pump is one of the main pressure equipment in the reactor coolant system of pressurized water reactor nuclear power station，which is used to drive the coolant with high temperature and high pressure.Each reactor loop contain a reactor coolant pump.Hainan Changjiang nuclear power plant 1，2 units produced by KSB company RSR 750 type vertical shaft main pump.This paper analyzes and discusses the problems and solutions of the reactor coolant pump during commissioning and operation， and provides reference for process improvement and logic change.【Key words】Reactor coolant pump；Oil lifting pumps；Nitrogen operated seal0 前言海南昌江核电1、2号机组是以秦山二扩机组为参考电站的二代加六十万兆瓦压水堆机组，其主泵采用德国KSB公司生产的RSR750型主泵[1]。
核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。
缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
第42卷第6期2020年12月黑龙江电力Heilongjiang Electric PowerVol.42Nn6Dec.2020D01：10.13625/ki.hljec.2222.06.013核电站主泵常见故障分析及检修肖胜12>/,周涛4，胡成123,许 鹏12（1.华北电力大学核科学与工程学院，北京102226；2,华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京102226；6华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京100206；4.东南大学能源与环境学院，南京211189；.广西防城港核电有限公司，广西防城港/36000）摘要:为保证核电机组安全稳定运行，针对核电站主泵常见故障展开研究，分析了核电站主泵注水参数变化、电泳现象和注水水化学现象。
分析结果表明：电泳现象会引起机械密封泄漏流量异常，且注入水水化学现象可加剧恶化机械密封性能;对比发现，屏蔽泵具有结构相对简单、振动小、运行可靠等优点,但泵的检修很困难。
关键词:核电；主泵;故障分析;电泳现象;注水中图分类号：TM621文献标志码：A文章编号：2095-6843（2020）06-0533-05Common faults analysis and maintenance of main pump in nuclear power plant XIAO Sheng82，,ZHOU Tan4,HU Cheng1，，,XU Peng1，，(1.School of Nuclear Science and Engineering,Nortri Chinn Electric Power University，Beijing102206,Chinn；2.Institute of Nuclear Thermal-hydranlic S；ety and Standardization,Nortri China Electric Power University,Beijing112206,China；3.Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclenr Energy,Nortri Chinn Electric Power University,Beijing102226,Chinn；4.School of Nuclenr Eneryy and Eavironment,Southeast University,Nanjing211119,Chirm；3.Guanyxi Fangchengyang Nuclenr Power Co.,Ltri.,Fangchengyang53800,Chinn)Abstracl：1n orgea to ensura trie safe s O str l e opebion of nncleea powea plant,trie chmmoo fanlts of main pump in nucleea powea plant ara stuuien.The chanyes of watea injection parameters,electronPoresis ppenomena ani hydaTchemichl ppenomena of main pump in nuceer powea plant ara analyzeC.The results show triat electrooporesis chn chnsa dbnormb leabaye Oow of mechanicht seb,and trie hyZnchemicb phenomena of injecteC watea chn a;-yravate trie eeteyoration of mechanicht sei pyisons show triat trie chnnen-motoraump has trie ab-vantayes of relativetz simpte s tractura,smab vinration and opeyion,Out trie皿；0«of trie pump is vera diffichtt.Key wordt:ndcleay powea;main pump；fantt analysis;electronhoresis ppenomena；watea injection0引言核电作为一种新型的高效清洁能源,符合我国可持续发展方针。
沸水堆核电站工作原理引言：沸水堆核电站是一种常见的核能发电系统，其工作原理基于核裂变反应产生的热能转化为电能。
本文将介绍沸水堆核电站的工作原理，并详细阐述其各个组成部分的功能和相互作用。
一、核反应堆核反应堆是沸水堆核电站的核心部分，由燃料组件和反应堆压力容器组成。
燃料组件中通常使用铀-235等可裂变的核燃料，通过控制杆的升降来调节反应速率。
当反应堆启动后，裂变反应会产生大量热能。
二、工质循环系统工质循环系统负责将核反应堆中产生的热能转化为电能。
它由主循环系统、蒸汽发生器、高压涡轮机和凝汽器组成。
1. 主循环系统：主循环系统包括主泵和主冷却剂循环管道。
主泵将冷却剂（通常为水）从蒸汽发生器中抽出，通过核反应堆后再送回蒸汽发生器，形成循环。
2. 蒸汽发生器：蒸汽发生器是核反应堆和涡轮机之间的热交换装置。
冷却剂在核反应堆中被加热，然后通过蒸汽发生器中的管道传递热量给水，使其变为高温高压的蒸汽。
3. 高压涡轮机：高压涡轮机接收来自蒸汽发生器的高温高压蒸汽，通过蒸汽的压力释放来推动涡轮旋转。
涡轮与发电机相连，将旋转动能转化为电能。
4. 凝汽器：凝汽器将已经推动涡轮旋转后的蒸汽冷却、凝结成水，然后再次回流到蒸汽发生器进行加热循环。
三、辅助系统沸水堆核电站还包括一系列辅助系统，以确保核反应堆的安全和正常运行。
1. 冷却系统：冷却系统通过各种冷却介质（如水或氢气）来控制核反应堆的温度，以防止过热和熔融。
2. 控制系统：控制系统负责监测和调节核反应堆中的核裂变过程，通过控制杆的升降来控制反应速率，以维持核反应的稳定性和安全性。
3. 安全系统：安全系统包括紧急关闭装置、备用电源和安全壳等，用于应对突发事故和保护核电站的安全。
结论：沸水堆核电站通过核反应堆、工质循环系统和辅助系统的相互配合，将核裂变反应产生的热能转化为电能。
核反应堆中的燃料组件裂变产生的热能被工质循环系统中的主循环系统、蒸汽发生器、高压涡轮机和凝汽器等组件转化为电能输出。
对美国罗宾逊核电厂由火灾导致的反应堆紧急停堆和主泵丧失轴封冷却的运行事件的经验反馈伍浩【摘要】描述和分析了美国罗宾逊(H.B.Robinson)核电厂发生的一次由电缆故障引起的火灾并导致安注启动、主泵丧失轴封冷却的运行事件.介绍了操纵员处理事件的过程和失误.从设备、管理、人员培训等方面探究了事件的直接原因和根本原因,并针对这些原因进行总结,对我国核电厂的运行管理工作提出了具体建议.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2014(013)001【总页数】6页(P83-87,94)【关键词】罗宾逊核电厂;火灾;主泵丧失轴封冷却;经验反馈【作者】伍浩【作者单位】国家核电技术有限公司,北京100029【正文语种】中文【中图分类】TL48罗宾逊核电厂2号机组是美国东南部第一台投入商业运行的核电机组，为三环路压水堆核蒸汽供应系统［1］。
2010年3月28日，该核电厂发生了一起由火灾导致的反应堆紧急停堆和主泵丧失轴封冷却的运行事件［2］。
事件首先由电缆故障引起，致使一根非安全级母线起火和反应堆保护系统自动触发产生紧急停堆动作，随后由于操纵员的不当响应又引发了一系列的问题。
在本次事件中，没有发生实际的放射性物质释放，根据INES分级手册（2008版），将本事件定为2级［3］。
1 事件描述事件发生前，机组处于99.5%功率运行状态。
此时，主发电机作为厂用电的主要来源，经机组辅助变压器（UAT）为母线1和母线4供电；母线4又通过断路器52/24向母线5供电，母线3由启动变压器（SUT）供电。
厂内电力系统的供电原理图如图1所示。
1.1 第一次火灾及反应堆停堆图1 罗宾逊核电厂厂内电力系统电路示意图Fig.1 Circuit diagram of the on-site power supply system of HBRSEP2010 年3月28日18：52（美国东部标准时间EST），母线4向母线5供电的一根电缆发生故障，导致母线5起火，同时造成母线4的电压降低，其带载的主泵转速降低导致冷却剂环路B的流量降低，最终触发紧急停堆动作。
