三门核电1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足问题探讨
方家山核电核岛疏水排气系统调试经验及问题反馈
方家山核电核岛疏水排气系统调试经验及问题反馈核电厂疏水排气系统是核岛重要的安全设施之一，其功能是将发电过程中产生的疏水和气体排出核岛，保持核岛的稳定运行。
为了确保疏水排气系统的正常运行，核电厂在调试过程中不断总结经验并及时解决问题。
一、调试经验：1.调试前的准备工作：在进行疏水排气系统调试之前，需要认真查看相关设计文件，了解系统的工作原理和组成部分，并对相关设备进行清洁和检查，确保设备完好无损。
2.分步调试：将疏水排气系统分成几个单独的部分进行调试，以确保每个部分都能正常运行。
首先调试主要设备，如疏水泵、疏水箱等，然后逐步调试辅助设备，如阀门、温度传感器等。
3.先模拟后实际：在进行实际调试之前，可以使用模拟装置进行模拟调试，以验证系统的各项参数和功能是否正常。
这有助于避免在实际调试中出现意外情况，并减少人员和设备的风险。
4.设备保护：在调试过程中，对于关键设备需要严格保护，避免因操作不当或其他原因导致设备受损，影响调试进程或延误工期。
5.数据记录：在调试过程中，要及时记录各项参数的变化和系统的运行情况，并进行数据分析。
这有助于及时发现问题并采取相应的措施，提高调试效率。
二、问题反馈：1.设备故障：在调试过程中，可能会遇到一些设备故障，如疏水泵启动困难、阀门漏气等。
在发现故障时，应及时报告相关人员，并采取相应的措施修复或更换设备，以确保调试的顺利进行。
2.温度控制不准确：疏水排气系统需要根据实际情况调整冷却水的温度，以保证疏水的质量和产气的稳定。
在调试过程中，可能会出现温度控制不准确的情况，导致疏水质量下降或产气不稳定。
对于这种情况，需要及时调整控制参数和检查相关仪表的准确性。
3.流量过大或过小：在实际运行中，疏水排气系统的流量需要保持在一个合理的范围内。
如果流量过大或过小，都会对核岛的运行产生影响。
在调试过程中要密切关注流量的变化，并及时采取相应的措施进行调整。
4.其他问题：在疏水排气系统的调试过程中，还可能遇到其他一些问题，如水质不符合要求、排气管道堵塞等。
核电站空调机组冷凝水排水不畅问题原因分析及处理
核电站空调机组冷凝水排水不畅问题原因分析及处理摘要：在核电厂中，空调系统是保证核电厂安全运行的重要系统，空调系统运行中冷凝水排水不畅，可能影响到核电厂工艺使用功能及工艺设备的安全。
文章重点对核电站空调机组冷凝水排水不畅问题原因展开分析及处理。
关键词：核电站空调机组；冷凝水；排水不畅；问题；处理措施核电站安全壳通风冷却系统采用组合式空气空调机组，对核电站安全壳内设备区域的空气进行置换和冷却。
空调机组由冷却盘管、冷冻水供应部分、风机和冷凝水排水系统组成。
空调机组在正常运行工况下，多个机组存在冷凝水排水不畅的情况，导致冷凝水在空调机组内底板上聚积，溢出到厂房内和机组电机部分，严重情况下会导致设备锈蚀和损坏。
一、电气厂房空调系统简介电气厂房布置在核辅助厂房旁边，为核系统各厂房服务，没有直接对外的外围护结构，室内热负荷主要是设备负荷，散热量比较固定。
电气厂房空调系统用于电气厂房内各房间的降温通风，以保证各功能房间的温湿度满足设备运行和人员长期停留的需要，电气厂房空调系统根据工艺需求，室内空气不循环，空调系统采用直流式全空气系统，另根据各房间功能不同，在温湿度需求高的房间设有二级冷却盘管系统。
第一级冷却盘管007RF，服务于电气房间，同时作为第二级冷却盘管的预处理设备用；第二级冷却盘管008RF，服务于更衣室。
另外，为了控制更衣室的温湿度，另设有电加热器001RS。
空调系统设有温湿度控制系统，冷却盘管007RF设有温度传感器101MT，通过温度传感器控制冷水管上电动三通阀001VD的开度来控制空调出风温度；冷却盘管008RF设有温度传感器102MT，通过温度传感器控制冷水管上电动三通阀002VD的开度来控制空调出风温度；另设有温湿度传感器103MT、101MZ，通过温湿度控制更衣室电加热器001RS的运行。
各传感器设定值为：101MT—30℃，102MT—20℃，103MT—25℃，101MZ—70%。
二、核电站空调机组冷凝水排水系统分析空调机组内风机将室内空气经空调进风口吸入，经冷却盘管表冷器之后，温度低于露点温度，便有冷凝水产生，冷凝水聚积在积水盘内，经排水管线排出，空调机组示意如图1所示。
三门核电中央冷冻水系统冷冻机组停运原因分析和运行优化
三门核电中央冷冻水系统冷冻机组停运原因分析和运行优化摘要：本文针对三门AP1000机组调试期间VWS系统冷冻机组非正常停运现象，分析冷冻机组异常停运原因，并提出相关运行优化建议，保证机组正常稳定运行。
关键词：冷冻机组，跳闸，负荷不平衡1 概述中央冷冻水系统（VWS）为电厂加热、通风和空调（HVAC）系统的空气处理机组及冷却盘管、放射性废气处理系统（WGS）的气体冷却器和核岛液体废物系统（WLS）的蒸汽冷凝器提供冷冻水。
因此，VWS的正常稳定运行，是保证厂房内适宜的温度，人员工作舒适和设备安全运行的必要条件。
2 VWS机组停运原因分析三门核电AP1000机组调试期间，VWS出现多次冷冻机组停运事件，从而导致HVAC系统缺少冷冻水而无法制冷，进而相应房间温湿度失控，在今后的运行期间，VWS冷冻机组的停运还会影响核岛反应堆厂房温度控制，影响反应堆的稳定运行。
2.1 VWS系统介绍VWS由大冷却容量子系统和小冷却容量子系统构成，冷冻机组均采购自特灵。
大容量子系统由两列85%容量的离心泵、水冷式全密封离心式冷冻机组和两列15%容量的离心泵、风冷式全密封离心式冷冻机组组成、一个化学加药箱、一个膨胀水箱，以及相关的阀门、管道和仪表。
系统按两个机械序列并列布置，共用供水管和回水管。
两个水冷冷冻水泵、两台风冷冷冻水泵出口各有一根连通管，可以使冷冻水泵向相邻的另一冷水机组供水。
系统中设置一根旁通管，在冷量需求改变时，保证流经冷水机组的冷冻水量恒定。
冷水机组冷凝器的冷却水来自设备冷却水系统（CCS）。
小冷却容量子系统由两列100%容量的离心泵、风冷式半封闭往复式冷冻机组组成。
每个序列包含一台冷冻水泵，一台风冷冷冻水机组，一个膨胀水箱，以及相关的阀门、管道、和仪表。
两个序列分别配置供水母管和回水母管。
小冷却容量子系统为主控室、技术支持中心、1E级电气间，余热排出泵房间，化学与容积控制系统泵房间的通风系统提供冷冻水，在紧急情况下，需要在不启动任何非能动安全系统的情况下稳定电厂的状态，因此，VWS必须稳定的运行，来控制上述房间的温度，保证重要设备的持续运行。
三门核电一、二期工程除盐水需求分析
三门核电一、二期工程除盐水需求分析AP1000核电厂的除盐水由DTS（除盐水处理系统）进行制备，其上游水源有两个，分别是WDS（海水淡化系统）和TPS（预处理水厂），这三个系统为多台机组公用。
每台机组在使用除盐水时都要由DWS（除盐水储存和分配系统）进行分配供给，DWS为每台机组的专用系统。
三门核电一期工程目前已建成并投产的DTS（除盐水处理系统）制水能力为2×150m?/h，优先水源WDS（海水淡化系统）供水能力为2×177 m?/h，备用水源TPS（预处理水厂）供水能力4×250 m?/h。
原规划三门核电二期工程将对DTS（除盐水处理系统）进行扩建，以达到DTS（除盐水处理系统）二期工程3×150m?/h制水能力。
本报告对三门核电一期工程现有的除盐水实际供水能力及实际使用情况进行分析。
二、分析方法及模型建立AP1000的DWS（除盐水储存和分配系统）不是安全级的系统，且DWS的CST（凝结水箱）和DWST（除盐水箱）的设计容积已保证其能实现纵深防御功能。
即使DTS（除盐水处理系统）的供水能力不足也不会影响电厂安全。
本报告通过分别计算24小时、48小时、7天和30天的最大用水需求，以及这些时间段内全厂最少可用除盐水容积，判断依靠三门核电一期工程现有的除盐水制水能力能否满足一、二期工程的除盐水需求。
计算时考虑如下假设：假设1：四台AP1000机组的状态分别为1号机大修、2号机运行、3号机调试、4号机调试。
不考虑两台机组同时大修的情况；?假设2：DTS制水的两个序列一列可用，另一列检修。
三个除盐水箱两个可用，一个检修。
四台机组DWS系统的4个DWST水箱和4个CST水箱均可用。
三、数据输入1.用水需求：DWS设计最大供水能力82 m3/h；查询DTS值班室记录24小时最高供水纪录发生在2014年6月14日（TCS泵带载试验和冲洗），为2781 m3，历史平均值为312 m3；48小时最高供水纪录发生在2014年3月11-12日（凝汽器灌水试验），为3975 m3，历史平均值为624 m3；7天最高供水纪录发生在2014年3月7-13日（凝汽器灌水试验），为9000 m3，历史平均值为2184 m3；?30天最高供水纪录发生在2014年7月13日-8月11日（二回路冲洗），为21885 m3，历史平均值为9360m3；CPS每周保养一次，每次约200 m3，但CPS自带水箱内至少存有保养一次所需的除盐水；SRTF和化学楼用水每月最多消耗30 m3；参考秦山二期、田湾、福清、votgle，AP1000机组的正常运行期间每日用水需求按20m3/h计算。
1号机主轴密封冷却水流量低分析及处理
改为不锈钢管路，但仍有部分埋设管路因为空间位
置不足等原因未进行更换,此部分管路为铸铁材质,
有可能是管路内部锈蚀影响供水质量，或造成供水 孔堵塞，影响冷却水流量;原因也可能为主轴密封块
与主轴不锈钢衬套之间间隙过小,需要结合检修进
步确认。
2.3管路锈蚀原因确认和处理 2019年1月，在1号机月度定检时，对1号机
设管路改造方案如图3所示。 2019年3月，管路改造所需的管材、阀门等设
备采购到货。2019年5月，结合1号机检修，将埋 设段管路全部更换,管路探伤良好，按照1.5倍压力 打压并保持30 min,管路无渗漏。更换后管路如图4、
图4更换后管路1
图5更换后管路2
2.4主轴密封块与衬套配合间隙原因确认和处理 2019年5月，结合1号机组检修，对1号机主
电站召开专家会议，从主轴密封供水回路、安装工
艺注轴密封结构等方面进行分析，参考机组相关标
准、规范和检修资料，排除了主轴密封滤水器过滤精
度不足、主轴密封滤水器内部锈蚀、主轴密封安装工 艺不良、主轴密封块材质差引起密封块磨损严重堵
塞水孔、主轴密封增压系统故障等原因。分析认为，
主轴密封冷却水管路在机组综合改造中大部分已更
表2 2019年6月1号机主轴密封冷却水流量
日期 流量加称 日期 流量日期 流量/m%
1
10.2
11
10.8
21
10.5
2
10
12
11.1
22
10.4
3
10.5
13
11.1
23
10.3
4
10.8
14
10.8
24
10.7
5
11
15
三门核电化学楼通风系统调试中排风量不足问题的分析与总结
新测量后各房问总风量为 １ ４ １ ９ ４ ． ７ ｍ ３ ／ ｈ ， 依据± １ 的误差 ， 排风总量与 每个房间的排风量都满足， 但都小于设计值 ， 其主要原因是系统还是存
在 微小漏点 ， 及先天设 计不合理带来 的缺陷 。 ４结经验反馈 ， 可
以给电厂其它通风系统的调试工作提供借鉴和参考。做到通风系统调 试前消除建安方面存在的问题 、 较少设计不合理带来的问题 ， 调试中规 在通风系统可用的情况下进行风量测量与平衡 ，确保各房间内的 范操作人员行为、 选择最优化的调试方法 、 做好调试记录， 调试后做好 通风量满足设计要求（ 误差在± １ ｏ ％ 范围内） 。排风管线上的风阀处于全 总结 归纳 。 消除建安对调试的影响可以从三方面进行考虑。（ １ ） 适当延长建安 开位置时， 测量每个房间内排风量。 设计风量为 １ ５ ４ ８ ０ ｍ３ Ｎ， 实测量结果 敦促建安施工方 自 查， 减少建安问题遗留到调试阶段。 （ ２ ） 增 为８ ９ ８ ８ ． ８ ｍ 孙， 实际排风总量严重不足 ， 仅为设计风量的 ５ ８ ． １ ％， 远远超 的质保期。 强系统建设安装阶段的巡视。在系统建安过程 中调试部门应该增加介 出± １ Ｏ ％的误差 范 围。 入深度 ， 提高巡检频率， 跟踪关键设备的安装。（ ３ ） 提高系统移交检查力 ３ ． ２原因分析 在通 在排风机满足设计要求的前提下，引起系统排风量不足的主要原 度。将通风系统移交常见问题汇总编制成通风系统移交检查手册， 对 于容易发生 问题 的地方重点关 注 。 因是系统存在漏点 ， 即存在“ 漏风” 现象。通过现场排查及查阅设计文件 风移交 检查 中有章 可循 ， 通风系统设计专业性强 ， 为减少设计不 合理带来的影响， 调试人员 等， 排 风量不 足问题 的原 因归纳为 以下 四个方 面。 ３ ． ２ ． １建安不规范 。化学楼通风 系统在建安 阶段施工方没 有严格 的 务必对通风行业相关规范熟悉了解 ，在设计方面提出异议时能够做到 遵照设计文件与相应施工标准导致通风系统存在缺陷漏点，调试中出 有理 有据 。 对于存在压力阶梯的房间排风量的测量，应当最大限度的控制非 现排风量不足的情况。通风系统中建安不规范的“ 重灾区“ 主要为以下 设计渗透量， 保持房间处于相对密封的环境。在条件允许的情况下配合 三方面。 直接测量出风量 ， 避免通风面积的计算带 风管 制作不合格。 系统中风管采用０ ． ７ ａ ｒ ｍ厚的 镀锌铁皮制作， 在制 使用热线式风速仪与风量罩，
AP1000三门核电厂厂用水系统故障分析和异常运行响应改进
AP1000三门核电厂厂用水系统故障分析和异常运行响应改进发布时间：2021-05-27T02:04:20.226Z 来源：《中国电业》（发电）》2021年第3期作者：邓跃勤[导读] 丧失厂用水的异常运行响应，并针对系统管道破口，提出了异常运行规程的改进建议。
浙江台州三门核电有限公司 317112摘要：本文简要介绍了AP1000三门核电的SWS在运行时可能发生的故障及其主要现象，丧失厂用水的异常运行响应，并针对系统管道破口，提出了异常运行规程的改进建议。
关键词：厂用水；破口；故障1、前言AP1000厂用水系统（SWS）的功能是向设备冷却水系统（CCS）热交换器提供冷却用的海水，进而为核岛负荷（如主泵、下泄热交换器、乏池冷却热交换器等）提供冷却。
分析表明，功率运行期间， SWS与CCS同等重要，一旦系统功能丧失，将导致停堆且主泵停运的不利工况。
本文就SWS可能出现故障分及对应的响应策略，提出技术和管理上的改进意见，减小单一故障导致SWS功能丧失的可能性，在丧失SWS时，缩短系统恢复时间。
2、SWS运行配置SWS设备分两列：每列设置2台100%容量的SWS泵，一个自动反冲洗过滤器和相关的管道、仪表、阀门等。
SWS泵从循泵前池取水，泵出口管道经综合管廊进入汽机房，经过自动反冲洗过滤器后供水给CCS热交换器，最终经综合管廊排向虹吸井后的排水箱涵。
由于设计原因，每列的两台泵中仅有一台处于运行或备用状态。
SWS正常运行分为单列和双列两种运行模式。
单列模式运行泵和备用泵均在线至同一热交换器，前后桥阀开启，功率运行期间采用此种运行模式；双列模式时，两列运行泵在线至各自热交换器，桥阀关闭。
3、SWS典型故障原因分析功率运行时，SWS单列运行。
SWS常见故障有：SWS泵及其电气故障、设备破口/在线错误、过滤器/热交换器堵塞。
3.1 SWS泵及其电气故障SWS泵故障分为泵本体故障和电气故障。
严重故障情况下，运行泵跳闸，备用泵启动。
三门核电循环水系统排水方案简析
三门核电循环水系统排水方案简析1. 引言1.1 三门核电循环水系统排水方案简析三门核电循环水系统排水方案是核电站安全运行的重要组成部分。
排水方案的设计和实施对于保障核电站设备正常运行和事故应对至关重要。
通过对三门核电循环水系统排水方案进行简析，可以更好地了解其设计原理和实施过程，并提高核电站的运行效率和安全性。
排水方案的设计需要考虑循环水系统的结构和运行特点，以及可能遇到的各种情况和应对措施。
正确认识现有排水方案的优点和不足，进一步改进设计方案，提高系统的灵活性和可靠性。
在实施排水方案时，需要严格按照设计要求和标准操作，确保系统运行稳定和安全。
对排水方案的实施效果进行评估，不断优化改进，提高系统的性能和效率。
三门核电循环水系统排水方案的有效性取决于设计的科学性和实施的规范性。
未来可以继续优化方案，加强技术研究和人员培训，提高系统的抗干扰能力和应急响应能力。
总结经验教训，不断完善改进，为核电站的安全稳定运行提供保障。
2. 正文2.1 三门核电循环水系统概述三门核电循环水系统是一种关键的核电厂水处理系统，主要用于冷却反应堆以及辅助设备的热量。
该系统由一系列连续运行的水路和组件组成，以确保核反应的安全和稳定运行。
三门核电循环水系统包括循环水泵、反应堆冷却器、冷却塔、冷却池等组件，通过循环水管道将热量传递给各个部件，并且通过排水系统将冷却水进行循环利用。
在三门核电循环水系统中，循环水泵起着关键作用，它负责将水从冷却池中抽出并将其送往反应堆以降温。
反应堆冷却器则是在循环水流经反应堆后，将热量散发到外部环境。
冷却塔则负责将热气体冷却至液态状态，以保证系统的顺畅运行。
三门核电循环水系统是一个复杂的系统，需要精心设计和维护以确保核反应的安全和稳定进行。
对该系统的排水方案设计和实施步骤需要认真考虑，以确保系统的运行效率和稳定性。
2.2 现有排水方案分析目前，三门核电循环水系统的排水方案存在一些问题和挑战。
现有的排水方案在处理高温高压循环水排放时存在一定的技术难度。
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三门核电1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足问题探讨摘要：三门核电厂采用AP1000三代核电技术，其非能动堆芯冷却系统（PXS）
在事故后可通过非能动余热排出热交换器（PRHR HX）导出堆芯热量，并将热量
传递至安全壳内置换料水箱（IRWST）。
IRWST中水被加热至沸腾，产生蒸汽释
放到安全壳大气中，并在较冷的钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面
上产生冷凝液。
为保证事故后堆芯热量及时导出，PXS在环吊梁、加强筋及操作
平台处设置了冷凝回流子系统，可以将安全壳内壁的冷凝液引回IRWST。
在执行
1号机组环吊梁、安全壳加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验时，发现IRWST回
流槽疏水流量不满足验收准则要求。
本文将重点探讨1号机组IRWST回流槽疏水
试验流量不足的原因及解决方案。
关键词：AP1000；非能动；冷凝回流；流量不足；解决方案
1.概述
PXS系统设有非能动余热排出热交换器（PRHR HX）用于应急堆芯衰变热导出。
PRHR HX位于安全壳内置换料水箱（简称IRWST）中，入口与反应堆冷却剂系统RCS）1环路热管段相连，出口连接至蒸汽发生器，通过两个并联的常关气动阀隔开，示意见图1。
图1 PXS系统简图
当发生非LOCA和大LOCA事故时，PRHR HX出口气动阀打开，利用温差与位
差作为驱动压头，冷却剂通过PRHR HX进行非能动循环导出堆芯热量，并将热量
传递至IRWST的水中。
IRWST中水被加热至沸腾，将产生蒸汽并推开IRWST排气
孔释放到安全壳大气中。
释放至安全壳内的蒸汽通过非能动热阱冷凝在钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面上。
PXS设计冷凝液回流子系统，示意见
图2。
环吊梁、加强筋上的冷凝液将通过落水管系统汇集到6英寸母管，进入安
全壳南北两侧的两个收集箱；IRWST回流槽内冷凝液经过滤后直接进入收集箱。
收集箱中的水最终通过4英寸的管道进入IRWST内。
图2 PXS冷凝回流子系统简图
2.环吊梁、加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验
2.1试验验收准则
LOCA事故后，安全壳下部环路隔间水位是保证堆芯长期冷却的重要参数。
若
收集箱溢流，水会通过维修平台等通道返回至地坑，因此不会影响LOCA事故下
长期冷却水位。
而对于非LOCA事故，收集箱溢流的水不会返回至IRWST内，会
造成PRHR HX长期运行期间IRWST水位下降，可能影响PRHR HX长期冷却性能，进而影响事故缓解。
此试验验收准则为：当环吊梁、加强筋、PXS回流槽及落水管无流量损失时，每个收集箱通过单列落水管和回流系统收集到85gpm流量而不溢流。
当流量不满足要求时，也可通过分析判定结果可否接受。
3号机组试验结果
3.1号机组试验发现环吊梁、加强筋等至收集管线的流通能力满足要求，但供水流量还未达到目标流量时，收集箱即发生溢流，即收集箱至IRWST的管线流通
能力不足。
安全壳南侧收集箱未溢流时最大流量为75.3gpm，落水管流量达到
76.7gpm及更高值时收集箱开始持续溢流。
北侧收集箱未溢流时最大流量为
72.6gpm，落水管流量达到73.9gpm及更高时收集箱开始持续溢流。
显然，收集
箱通过每列落水管和回流系统收集到的流量不满足85gpm要求。
IRWST回流槽疏水能力不足原因分析
收集箱至IRWST疏水管线尺寸为4英寸，试验期间发现南、北两侧收集箱未
达到预期流量便开始溢流，同时在收集箱中观察到了大量气泡。
为查找收集箱溢
流的原因，进行了诊断试验：1、全比例试验—环吊梁、加强筋、操作平台回水槽分别堵一半，验证单侧收集箱冷凝水收集能力；2、收集箱能力验证试验—两个
收集箱同时收集水，逐步增大流量，直至开始溢流，寻找溢流时的流量。
诊断试
验发现收集箱流量仍达不到预期流量便开始溢流。
但在溢流流量基础上继续增加
流量，溢流现象消失，直至溢流流量明显增大后才重新出现溢流现象。
因此判断
收集箱溢流和至IRWST疏水管线中气体有关。
此外，IRWST疏水管线管径偏小也
可能是管道流通能力不足的重要原因。
4.解决方案
根据诊断试验观察到的现象，至IRWST疏水管线中可能出现了明显的积气，
从而增大了管道的流动阻力。
为解决收集箱至IRWST疏水管线流通能力不足问题，增加PXS冷凝回流安全分析裕量，可考虑增大管径或增加排气措施。
因此有3种
潜在解决方案：1、仅增大IRWST疏水管径；2、仅在疏水管道上增加排气管；3、增大疏水管径同时增加排气管。
通过CFD分析发现：若收集箱注入流量为
140gpm，将IRWST疏水管径由4英寸增大到6英寸，排水流量预计将增加到
131gpm；若仅在疏水管道上增加排气管，排水流量预计增加到110gpm；若增大
疏水管管径同时增加排气管，疏水管排水流量将更大。
3种方案均能有效解决收
集箱至IRWST疏水管线流通能力不足问题。
但考虑到IRWST疏水管道为安全3级
管道，若增大管径将需要修改CA03和收集盒，并进行管道布置和开展新增管道
力学分析，现场布管、安装存在较大难度，且会对工程进度产生较大影响。
因此，为了提高收集盒排水管线的疏水能力，同时尽可能减少现场施工工作量，综合考
虑后改进措施如下：在PXS收集箱下游疏水管线的三个水平管段末端，分别增设
排气管。
1号机组改造完成试验发现南侧收集箱能达到121gpm流量而不溢流，北侧收集箱能达到119gpm流量而不溢流，管道流通能力得到显著提升。
5.总结
对于1号机组收集箱至IRWST疏水管道流量不足的问题，其主要原因在于管
道设计没有考虑排气措施。
通过在相关管道上增加排气管，顺利解决了管道流通
能力不足问题。
相较于传统二代压水堆，AP1000在于事故工况下能通过重力、密度差等非能动特性来完成安全系统的功能。
正是因为非能动系统设计特征，
AP1000在设计中尤为关注管道积气的影响，除要求系统启用前充分排气外，还在重要管道上设置了积气监测和排气管线。
由于冷凝回流收集箱疏水管在非事故工
况下处于空管状态，正常情况不需要考虑积气的问题，这可能是设计遗漏的原因。
另外，对于该管道，积气的影响仅限于流阻增加，因此还可以考虑增加管径来减
小流阻。
在后续AP1000机组设计中，设计方应关注安全系统管道排气问题，对
系统管道布置进行复核、优化，尽量消除潜在的积气高点。
施工方在施工过程中
应严控施工质量，确保满足设计要求。
参考文献：
[1]顾军，AP1000核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2010。