某核电站主泵可取出部件去污系统改造
核电厂循环水和重要厂用水系统泵站配置设计
目前国内核电机组直流供水系统的循环水流量
在５０～１００ ｍ３／ｓ，根 据 国 内 外 循 环 水 泵 的 供 货 情
况，循环水系统配置方 案 有 １ 机 ２ 泵、１ 机 ３ 泵 和 １
机４泵３类常用方案。
核电循环水泵常采用金属立式泵或混凝土蜗壳
泵 。 美 国 、日 本 核 电 站 循 环 水 泵 多 为 金 属 立 式 泵 ，中
以２台百万千 瓦 机 组 核 电 厂 泵 房 配 置 为 例，核 电厂循环水泵房和重要厂用水泵房的合建和分建， 常用有以下３类：
（１）２机 ３ 泵 房。 考 虑 ２ 台 机 组 的 循 环 水 泵 房 合建，并将２台机组的 Ａ 系 列和 Ｃ 系列重要厂用水 系统设备布置在循环水泵房内组成联合泵房，过滤系 统共用。２台机组的 Ｂ列重要厂用水泵房（分别位于 联合泵房两侧，Ａ 列重要厂用水泵房与联合泵房毗邻 建设。本方案３座泵房可简单描述为１座联合泵房 加２座重要厂用水泵房方案。布置见图１所示。
－５ ０００ ２７ ９０２ １１ １８６ －５ ０００ ２５ ８３２ １０ ７６３
基准 ３１ ３９４ １１ １２７
７６２
第４６卷 增刊２０２０年
给水排水
ＷＡＴＥＲ ＆ ＷＡＳＴＥＷＡＴＥＲ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ
Ｖｏｌ．４６ 增刊２０２０
２．２ 循 环 水 泵 选 型 和 台 数 问 题
中 图 分 类 号 ：ＴＭ６２３
文 献 标 识 码 ：Ａ
文 章 编 号 ：１００２－８４７１（２０２０）Ｓ１－０７６１－０４
ＤＯＩ：１０．１３７８９／ｊ．ｃｎｋｉ．ｗｗｅ１９６４．２０１９．Ｓ１．１６７
Ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ｃｉｒｃｕｌａｔｉｎｇ ｗａｔｅｒ ａｎｄ ｅｓｓｅｎｔｉａｌ ｓｅｒｖｉｃｅ ｗａｔｅｒ ｐｕｍｐ ｓｔａｔｉｏｎ ｃｏｎｆｉｇｕｒａｔｉｏｎ ｄｅｓｉｇｎ
核电厂除盐水分配系统控制逻辑优化与改进
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。
核电站屏蔽电机主泵故障分析及监测系统改进建议
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
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
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
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。
核电站操纵员考试题目
燃料芯块
、
燃料棒包壳
、一
7.
田湾核电站卧式蒸汽发生器的优点是： 液位波动小 、杂质沉积少、 储水量大 点是： 汽 占地面积大 以及对二回路水质要求高。蒸汽发生器中产生的蒸汽为
；缺 饱和蒸
。 （请选择填写饱和或者过热蒸汽） 式（立式或卧式） 、 双 速（双速或单速） 、 三相鼠笼式异步 750 油 rpm，第二转数为 1000 水 rpm。 润滑。 （请选择填
239
-1-
一、填空题（每个空格 0.5 分，共 5 分） ，请将答案填写在横线上。
1. 热传递的三种基本方式为： 热传导 心区域至燃料棒外表面得传热方式为 式主要为为 热传导 、 热对流 热传导 和 热辐射 。其中从燃料棒中
，燃料棒外表与包壳之间气隙的传热方 热传导 ，燃料包壳外
，燃料包壳内壁至外壁的传热方式为 热辐射 。
16. 当稳压器电加热组件绝缘电阻小于 2 投入稳压器电加热器。
17. 田湾核电站汽轮机的型号是 K-1000/60-3000，其中，K 表示 的级是由一列 喷嘴 和一列 动叶栅 构成。 18. 盘车装置设置在 动 和 手动 高压缸 和 三号低压缸
凝汽式汽轮机 。汽轮机
之间， 盘车装置的控制方式可以是电
四、简答题（共 2 分）
1.列出几种对压水反应堆重要的中子与靶核相互作用的核反应类型，并指出其在反应堆中所起 的重要作用。 [解答]： 1） 裂变反应 (n, f ) ： 反应堆中最重要的核反应，可控的裂变链式反应可以实现反应堆在所需的任意功率水平 运行。 2） 弹性散射： 热中子反应堆主要依靠热中子引起易裂变同位素核的裂变来维持链式反应，而裂变中 子必须通过同慢化剂核的弹性散射而慢化而成为热中子。 3） 辐射俘获反应：
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某核电站主泵可取出部件去污系统改造
发表时间：2018-05-21T16:20:42.743Z 来源：《基层建设》2018年第5期作者：刘景源韩世超
[导读] 摘要：某核电站辅助系统中包含FK去污系统。
去污系统（FK）用于在定期预防性检查和维修之前进行设备与房间的去污，目的是减少核电厂运行过程中操作人员辐射剂量。
中国核电工程有限公司郑州分公司核电工艺设计所 450052
摘要：某核电站辅助系统中包含FK去污系统。
去污系统（FK）用于在定期预防性检查和维修之前进行设备与房间的去污，目的是减少核电厂运行过程中操作人员辐射剂量。
用一套完整的程序与专用设备来实现逐个一回路设备、箱体、可拆移设备、工艺运输设备和房间表面的去污，以确保在正常运行、计划维修和预期运行事件工况下所有污染设备实现去污的可能性。
1、改造背景
1.1 FKK系统介绍
固定式去污系统（FKK）用于可移动设备去污。
去污液制备箱、计量泵、反应堆冷却剂泵可拆件去污槽、小件设备去污槽及其再循环泵布置在核服务厂房+8.00米标高。
1.2 现场情况
本次改造涉及的设备及管道均布置于1号机组核服务厂房(UKC)8.00米层11UKC08120/08132房间内。
该装置由于最初设计为可移动式，因此所有的管线连接均为临时软管连接，管线拖在地面造成人员过往不便且有一定的工业安全风险。
2、改造条件与影响分析
2.1 改造条件
需拆除物项所在房间靠近11UKC厂房主大门，拆除人员及设备出入方便。
11UKC08120房间起重设备配备50T/10T吊钩各一个, 可用于吊装拆除物项。
11UKC08120房间较空旷，房间内仅布置少量可移动式设备，不影响拆除操作和拆除物项的吊装空间。
根据田湾核电站一期工程辐射防护分区划分， 11UKC08120属于绿区，11UKC08133属于黄区，11UKC08132属于橙区，拆除操作人员须采取防辐射措施。
2.2 改造后影响分析
拆除后，既能解决移动式去污罐对周边环境带来的照射问题，也能减少临时管线的布置，降低了周边工作人员的辐射风险、工业安全风险。
拆除后的设备、管道、管件、支架等经清洗去污至放射性水平低于解控标准后再移至非放射性区域暂存，不会对环境造成危害。
3、改造方案设计
3.1 拆除方案
在改造实施前，影响改造设计方案实施的设备、管道、支架、原钢平台及脚手架均需拆除。
3.2 设计方案
（1）主设备布置设计
原反应堆冷却剂泵去污槽和反应堆冷却剂泵去污槽再循环泵拆除后，将移动式超声去污装置移入至原反应堆冷却剂泵去污槽布置位置，将试剂添加装置布置于新增的10.4米钢平台上。
（2）吊装设计
根据业主提供的资料，11UKC08132/120房间大吊车参数如下：
①起吊重量30T；
②吊钩上极限18.2T。
设备自重均小于大吊车起吊重量，满足要求。
起吊高度校核：
大吊车吊钩上极限：
18.85-0.65=18.2m
预留1 m间距，设备9FKK40BB001高度为5.924m，新钢平台高度不得超过：18.2-1-5.924=11.276m。
超声去污装置高度2.290 m，设备布置于8 m层，钢梁高度按0.3m考虑，钢平台下方
考虑净空间2.1米，钢平台高度按10.40m考虑，满足要求。
（3）主设备安装设计
主泵超声去污装置通过点焊方式固定在11UKC08132房间新增的8.400m设备基础预埋的钢环上。
（4）清洗液加热设计
主泵超声去污装置清洗槽无内置加热盘管，外壁也无蒸汽接口管嘴，如采用蒸汽加热，只能采用外接换热器的方式。
需要的蒸汽量核算如下：
主泵超声去污装置现有2个电加热器（42+25KW），根据运行经验反馈，电加热器满功率运行1小时，清洗槽内的清洗液升温200C。
清洗液从200C升温至700C，共计需加热热负荷67*（70-20）/20=167.5千瓦时。
蒸汽放热主要考虑蒸汽变为热水释放的汽化潜热。
加热蒸汽参数：饱和蒸汽，温度1750C，压力0.8MPa（表压）。
查得：汽化潜热2030.7KJ/0C，，比容0.216542m3/kg。
需要通入的蒸汽量：296.94kg。
即加热一次产生约0.3吨蒸汽废水。
蒸汽流速取15m/s，加热时间（蒸汽通入时间）：2098.4S。
即约合35分钟。
依据废物最小化原则，同时考虑经济性，采用新电加热器替换旧电加热器的方案，新电加热器功率70KW。
（5）工艺流程设计
①试剂制备箱需用除盐水作为溶剂；清洗槽在接收试剂制备箱制备的高浓度清洗液后，需要添加除盐水稀释至清洗时需要的浓度。
除盐水进水管1FKK40BR007分支为1FKK40BR102、1FKK40BR103并分别接至试剂制备箱和清洗槽。
②根据主泵超声去污装置图纸，清洗液进口管嘴距设备底部2.16米，主泵超声去污装置设备基础标高8.4米，得出清洗液进口管嘴标高
10.56米。
试剂添加装置布置于10.4米钢平台上，根据试剂添加装置图纸，出液管嘴距设备底部0.6米，可将原设计的2台输送泵取消，清洗液以重力流的方式送至主泵超声去污装置的清洗槽中。
③新电加热器（70KW）替代原电加热器（42KW+25KW），接至原电加热器的管道拆除，新增管线将循环泵、电加热器、清洗槽连接。
④根据管道布置情况，1FKK40BR101存在局部低点，新增排水管线1FKK40BR107。
⑤将主泵超声去污装置排水管线汇合至总管再排至房间地漏。
⑥在主泵超声去污装置循环泵出口增加流量计。
（6）管道布置设计
为保证工艺管道布置设计质量，本项目采用先进的三维设计软件PDMS进行设备和工艺管道布置设计。
改造实施后设备及管道布置如图3-3 改造设备及管道布置图所示。
（7）电气设计
电气专业为本次改造进行供配电设计。
新增两台动力配电箱，其中一台动力配电箱为试剂搅拌机、循环泵、加热器等供电，安装于操作台原有支架上。
另一台动力配电箱为超声波发生装置供电，挂墙明装。
新增动力配电箱电源引自附近厂房内原有低压母线。
配电箱进出线电缆选用HXES-C 0.6/1.0型铜芯电缆，全程穿镀锌钢管保护沿墙明敷。
因本次改造对原有钢平台标高调整为10.4m，11UKC08132房间内原有灯具安装标高由2.5m改为1.8m，注意避让其他物项，配套管线同比下移。
（8）仪控设计
仪控专业新增带远传磁浮子液位测量仪表，代替原有清洗装置就地磁浮子液位计；新增压力测量仪表，测量移动式超声去污装置-循环泵出口管线压力；新增智能数显仪，安装于钢平台电气盘柜上。
清洗装置液位信号及温度信号、循环泵出口压力信号远传至数显仪显示，当循环泵出口压力过低或清洗槽温度达到一定值时，数显仪输出联锁信号，联锁停止加热器。
（9）结构设计
在11UKC08132房间标高▽8.000m的楼板上增加设备基础，新增设备基础通过植筋的方式和原楼板连接；新增11UKC08132房间操作钢平台，钢平台顶标高▽10.400m，新增钢平台采用膨胀螺栓和原有墙体连接；新增人员检修及小件设备吊装孔采用带铰链的活盖板；新增从11UKC08120房间▽10.460m钢平台至11UKC08132房间▽10.400m钢平台之间的钢平台和钢爬梯，新增钢平台顶标高▽11.400m，▽10.460m钢平台至▽11.400m的钢平台之间采用90°直爬梯，▽11.400m钢平台至▽10.400m的钢平台之间采用59°钢爬梯。
结论
对FKK40主泵可取出部件去污系统进行改造，用移动式超声去污装置替代原固定式主泵去污装置，不影响系统功能。
通过改造，可有效降低放射性泄漏风险，提高安全性。
参考文献
[1] 工程改造项目技术服务要求单OPT2015093
[2] 连云港核电厂工程初步设计第四卷
[3] 主泵可去抽出部件去污操作规程
[4] 田湾一期竣工图。