核电厂汽动辅助给水泵转速控制
压水堆重点
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
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。
核电站电动给水泵机组事故分析及处理方案
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ｌ０％ ２Ｏ％ ３Ｏ％ ４０％ ５Ｏ％ ６ｏ％ ７００ ８０％ ９０％ １００％
关 键词 ： 核 电用泵 主给 水 泵 再 循 环 阀 中图分 类号 ：ＴＩ－Ｉ３１１ 文献标 识码 ：Ａ
引 言
电动给水 泵组 是压 水堆 核 电站 给水 系统 中 的主 要设 备 ，该 项 目核 电站配 置 ３台 ５０％容量 电动 给水 泵组。泵组布置在汽机房底层 ，为前置泵、电动机 、 齿轮箱及主给水泵联体布置 ，泵组的前置泵和主给 水泵 由同一 台电动机驱动 ，为定 速泵组 。
式 中 ，Ⅳ为 再循 环 阀减 压级 数 ；Ｑ 为流 量 （设 计 流量 ４００ ｍ３／ｈ）；△Ｐ为 阀前 后压 差 ；Ａ为 流 量 系 数 ；Ａ 为 流通 面积 。
根 据 公 式 （１），圆整 得 出再 循 环 阀 为 １０级 减 压 。从 现场 实 际条件 考虑 ，对 再循 环 阀在 国 内进行 行 程 标 定 ，标 定 流 量 ２９５ ｍ３／ｈ，实 际 开 度 在 行 程 ７０％～７５％处 。再循 环 阀特 性 曲线 如 图 １所示 。
２ 设 备 运 行 问题 及 分 析
２．１ 运行 常见 问题 总 结
该项 目核电站电动给水泵组曾出现断路器短暂 断 开 问题 ，导 致 稀 油 站 油 泵 停 机 、油 系 统 压 力 下 降 ，主给水泵就地控制柜 电源短时失 电 ２ ｓ，直接 导致油泵停止后不能 自动启动 ；同时稀油站油压降 为 ０．１９ ＭＰａ，但符合泵组启 动条件 ，从而使备 用
发 电机组正 常运行工况 和启动状态下 ，电动 给水泵要满足汽机低负荷至最大负荷给水参数 的 要 求 。 泵 组 要 求 能 在 最 大 工 况 点 连 续 长 期 运 行 ， 同 时 又 能 满 足 蒸 汽 发 生 器 各 种 运 行 工 况 下 给 水 的 需要 量 。正 常运 行 时 ，２台 给水泵 组 并联 运 行 ，另 一 台 电动给水泵组处于热备用 状态 。泵组编号 为 Ａ、Ｂ、Ｃ，３台泵 组 可互 为备用 。
核电厂二回路热力系统
8.3.3 疏水系统
加热蒸汽在加热器或管道内的凝结水称为疏水。这里讲的 疏水指加热器壳侧的凝结水。疏水方式有采用逐级自流的连接 系统、采用疏水泵的连接系统和疏水冷却器系统。 1、逐级自流疏水系统
表面式加热器的疏水利用相邻 加热器之间的压力差，将抽汽压 力较高的加热器内的疏水逐级自 流至相邻压力较低的一级加热器 中，这样的疏水系统称为逐级自 流疏水系统。 对一个全部采用逐级自流的疏 水系统，高压加热器逐级自流疏 水至除氧器；对于除氧器前面几 级低加加热器，疏水最终导入凝 汽器。
这种自流疏水系统，不增添任何设备，系统简单，但经济 性差。这是由于从较高压力的加热器的疏水流到较低压力的加 热器时，部分闪蒸蒸汽就排挤了一部分低压加热蒸汽，即减少
了汽轮机的较低压力抽汽量。若保持汽轮机功率不变，势必增
加凝汽循环发电量，最后增加了在凝汽器中的热损失。同时，
疏水经过最后一级加热器排入凝汽器，热量被循环水带走，从
8.3.2 抽气系统
各级低压加热器的蒸汽来自低压缸抽汽。在从低压缸通 往加热器的抽汽管道上装有逆止阀和隔离阀，逆止阀的位置 尽量靠近抽汽口，以减少中间容积，防止汽轮机甩负荷时蒸 汽或水倒流入汽轮机；隔离阀位置靠近加热器端，防止加热 器传热管破裂或疏水受堵造或壳侧满水时倒流入抽汽管道。 大亚湾核电厂二回路一、二级低压加热器直接布置在凝 汽器喉部，这样大大缩短了抽汽管道长度，减小了湿汽容积， 降低了汽轮机超速的危险性，所以这种情况下抽汽管道上不 装逆止阀和安全阀。 用于高压加热器的抽汽来自高压缸，抽汽管线上设有逆 止阀和隔离阀，设置原则与上述低压加热器的相同。
新蒸汽
汽水分离再热器A 高压缸 汽水分离再热器B
No.1 No.2 No.3
除氧器
7B
核电厂二回路系统水化学控制优化
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。
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 能动的安全性 必须依靠能动设备（有源设 备），即需由外部条件加以保证的安全性。
• 后备的安全性 指由冗余系统的可靠度或阻 止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全 性保证。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
• 固有安全性定义为：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。
水送到高压安注泵入口，或当泵出口压力高
于一回路压力时直接注入一回路。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安全注入系统的主要参数
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
安注启动信号
• 高压和低压安注系统的触发信号由反应堆 保护系统给出。如果自动控制电路故障， 可由控制室手动启动。
• 中压安注系统不需要外电源或启动信号就 能快速响应。当反应堆冷却剂压力低于安 注箱的压力时就开始向一回路系统的冷段 注水，保证快速冷却堆芯。
• 手动启动。
路漫漫其悠远
核电厂系统与设备
启动信号触发后的保护动作
安注信号除立即启动RIS系统执行安注过程外， 还实施下列保护动作，包括：
• 反应堆紧急停堆（实际上应已停堆，这里是为 了确认），汽轮机脱扣；
• 启动应急柴油发电机； • 隔离主给水系统（ARE），并停运主给水泵； • 启动电动辅助给水泵；
核电厂系统与设备
路漫漫其悠远
2020/11/19
核电厂系统与设备
1 核反应堆的安全系统
• 在核电厂的设计、建造和运行过程中，必须 坚持和确保安全第一的原则。三哩岛和切尔 诺贝利两次重大事故的发生，使人们对反应 堆安全性提出了更高的要求。提出应以固有 安全（Inherent Safety）概念贯穿于核电厂 设计安全的新论点。
ATWT信号紧急停堆现象及应对
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。
1000MW核电站用电动辅助给水泵样机的研发实践
了 Ｃ Ｒ ００ Ｐ １０ 核二级泵 国产化研发合作协议书 ，经 过一年多的努力 ， 针对技术规格书中的技术难点 ， 我们最终成功地开发了 １０ Ｗ 核电用电动辅助 ０ ０Ｍ
给水泵样机。
异常运行工况 扬程 转速 日：１８ ０ ０ｍ ：２８ ｍｎ ９０ ｉ ｄ
电动辅助给水泵属 于专设安全设施 ，该泵在 核 电站 中的主要 功能是作为蒸汽发生器主给水泵 或 系统供水发生故 障时 的备用泵。辅助给水泵及 其 系统则替代主给水泵及其系统进行工作 ，排 出
吊耳 、水 平 调 节 螺 钉 和地 脚 螺 栓 。泵 和 电机 之 间
６ ０ 万千瓦 。从现在起今后 １ 年 ，平均每年要 ，０ ０ ５
有 ４ ６座 百 万 千 瓦 核 电机 组 投 产 ，因 此 核 主 泵 、
使用膜片联轴器联接 ，在两个联轴器之 间装有加
长的联接 套 。 ．
泵 的轴向力 的平衡采用平衡鼓 结构 ，在正常 情况下能平衡 ９％的轴向力 ，预 留 ２ ８ ％轴 向力由推
力轴 承平衡 ，使转子始终处于受拉伸状态 ，增强 转子刚度 ；起动 、停机状态下产生 的残余轴 向力
及工况 变化产生 的轴 向力均 由双 向止推轴承来承
受。
２ 、增加流量一 扬程曲线的斜率 ， 措施如下 ： ａ 减小叶片出口角 ； １
事故运 行工况
２１年第３ ００ 期
流 量 扬程 转速 Ｑ：１ ５ｍ３ ５ ／ ｈ Ｈ：９ ０ｍ ０ ：２ ８ ｍｉ ９ ０ｄ ｎ
小 番柱 采
・７ １・
在机械和结构设计方 面电动辅助给水泵设计
先进 ，结构 紧凑 。依据 技 术 规格 书 进行 合 理设 计 ， 攻破 了多级 泵设 计 的诸多难 点 。 ５１ 轴 向力平 衡装置 ．
技术类《AP1000仪表与控制系统》第1部分-概述和核电厂过程参数监测仪表
2）可靠性保证要求 在技术规格书中必须规定对安全级仪表和其供电设备的可靠性
要求，安全级系统一般必须满足单一故障准则，因此必须采用冗余、 实体分隔和电气隔离，并应能在线/定期试验。
1.3.2 对1E级设备的基本要求（续）
3）性能保证要求 性能由对部件、系统和设备的制造与安装的技术要求，质量控
1.3.1 核电厂仪控系统的安全分级
仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为 三类：C级安全级设备、D级重要非安全设备和E级非安全设备。它 们的供电设备：C级安全级设备和E级非安全设备
1）C级安全级仪控设备 （简称1E级）的仪表及其供电设备，是完 成反应堆安全停堆，安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆 排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环境过量排放所必需 的。1E级系统包括：反应堆保护系统 ，堆外核测仪表系统 ，反应 堆压力壳液位测量系统，反应堆主给水控制系统，化容系统等。
驱动机构、主泵、汽机的状态、位置、转速等）。
1.2.1 信息功能（续）
6）监测燃料元件包壳的破损； 7）监测冷却剂的纯度； 8）监测反应堆及设备的事故状态:如冷却剂有无泄漏； 9）设备潜在故障的诊断及报警； 10）供电的监测与报警； 11）火灾的监测与报警 12）异常、故障或事故的声光报警； 13）环境监测等。
（4）数据处理、显示、记录或信息输出单元 根据被测物理量的功能要求来对所测得的数据进行处理。
2.1.2 参数测量误差
先定义参数测量的误差: 测量误差 测量误差是被测量的测量值与其真值之间的差值。 测量误差的大小反映了测量的准确程度。 测量误差主要有两种：随机误差和系统误差。
常规岛总结
（2010—2011学年第二学期） 主讲：李然
• • • • • •
常规岛有哪些主要设备和系统？ 分别居何位置？ 有何结构？ 有何功能？ 如何相互配合工作？ 如何控制和操作？
问答1： 为什么蒸发器出口装有限流器？
问答2： 该阀将蒸汽排向哪里？ 为什么装有消音装置？
汽轮发电机组运动方程：
dω I = Mt − Me − Mi dt
I
ω
Mt Me Mi
发电机转子转动惯量，kg·m2 角速度，rad/s 汽轮机蒸汽主力矩，N·m 发电机电磁阻力矩，N·m 摩擦力矩，N·m
问答13： 凝汽器基本结构、工作原理？ 凝汽器的真空有何重要性？是否 应在任何情况下保持其真空？凝 结水过冷的原因及危害？
问答25： 蒸发器排污系统存在的意义？为 何要对排污水先冷却再净化？净 化所用的离子床有哪些种？排污 水排向哪里？
蒸汽发生器排污系统
1. 不同工况下连续排污，以防各种有害杂质 在蒸发器内高度浓缩，并将排污水处理后 回收或排放； 2. 蒸发器一、二次侧泄漏事故时，控制二次 侧放射性水平； 3. 蒸发器维修时，将二次侧水放空。
问答26： 核电厂汽轮发电机组的特点？
采用饱和蒸汽的核电厂汽轮机：
1. 2. 3. 4. 5. 6. 新蒸汽参数在一定范围内变化 蒸汽参数低 体积流量大 核汽轮机组多数级工作在湿汽区 采用汽水分离再热 易超速
问答27： 为什么要进行抽汽回热？
回热循环热效率：
ηtrg = α c ( h0 − hc ) + ∑ α i ( h0 − hi ) α c h0 − hc′ + ∑ α i ( h0 − hi )
问答14： 循环水泵是哪种泵？如何调节循 环水流量？
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核电厂汽动辅助给水泵转速控制
核电厂汽动辅助给水泵是核电站中的一个重要设备，它一般用于控制主回路中的水量并保持稳定。
在实际使用过程中，由于水的需求量会随时变化，所以汽动辅助给水泵的转速控制就变得至关重要。
本文主要介绍核电厂汽动辅助给水泵转速控制的原理和方法。
汽动辅助给水泵转速控制原理主要包括以下几个方面。
1.反馈调节原理
汽动辅助给水泵的控制系统采用反馈调节原理，即按照所得到的反馈信号对控制量进行调整。
反馈信号是指对系统性能偏差或偏离目标的一种监控和纠正。
在控制系统中，通常将被监控的变量与期望值进行比较，根据比较的结果来产生控制信号并调整系统控制变量。
汽动辅助给水泵的转速控制就是采用反馈调节原理来完成的。
2.主控制系统与辅助控制系统的组合
汽动辅助给水泵的控制系统主要由两个部分组成，即主控制系统和辅助控制系统。
主控制系统由主控制器和调节装置组成，用于监测给水泵的转速、水压和流量等，根据信号来控制辅助控制系统的动作。
辅助控制系统由电子电路、气回路和液压回路组成，用于控制气动执行部件的动作，并输出需要的信号来控制给水泵的转速。
3.信号检测与处理
汽动辅助给水泵的转速控制需要通过检测和处理一系列的信号来实现。
例如，主控制系统可以通过检测给水泵的转速信号来控制辅助控制系统的动作；辅助控制系统可以通过检测气动执行部件所输出的信号来控制给水泵的转速。
1.确定控制目标
汽动辅助给水泵转速控制的目标是保持水的供应量稳定，并满足主回路的需要。
2.建立数学模型
针对汽动辅助给水泵的转速控制问题，需要建立相应的数学模型。
可以采用传统的PID控制方法或者先进的模糊控制方法来建立数学模型。
在数学模型中，需要考虑多种因素，如水压、流量、状态参数等。
根据数学模型，可以确定具体的控制策略。
控制策略通常包括控制器的参数优化和控制算法的选择。
4.实现控制系统
在建立控制策略之后，需要实现相应的控制系统。
控制系统一般由软件系统和硬件系
统组成。
软件系统主要负责算法的实现和调试，硬件系统则负责控制器和气动执行部件的
实现和调试。
5.测试和调整
在系统实现后，需要对系统进行测试和调整，以保证控制系统的稳定性和可靠性。
总之，汽动辅助给水泵转速的控制对核电站的运行安全和稳定性具有至关重要的作用。
通过合理的转速控制，可以确保水的供应量稳定，满足主回路的需要。
同时，也需要注意
到在实际应用中存在的各种问题和难点，如系统的复杂性、传感器的精度等。
需要充分认
识和理解这些问题和难点，从而确保控制系统的稳定性和可靠性。