大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

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设备冷却水系统正常运行工况下流量调节分析

设备冷却水系统正常运行工况下流量调节分析发表时间：2019-06-05T16:13:42.960Z 来源：《防护工程》2019年第5期作者：陈奎岳晗[导读] 设备冷却水系统是核岛重要的冷源系统，其主要功能是冷却核岛内各种热交换器，并通过重要厂用水系统将负荷传送给最终的热阱——海水。

中国核电工程有限公司中国北京 100840摘要：，正常运行工况下，设备冷却水系统需要带公共列运行，由于设备冷却水系统用户多，在调试过程中出现了流量偏差的问题。

因此，本文主要研究了设备冷却水系统在正常运行工况下用户流量偏差出现的原因及解决方法，为后续核电调试工作提供参考。

关键词：核电调试；设备冷却水系统；流量调节Flow Adjustment Analysis for Component Cooling System under Nominal operating condition CHEN Kui，YUE Han（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd. Beijing 100840，China）Abstract：Under nominal operating conditions，the component cooling system needs to run with a common train. Due to the large number of users of the component cooling system，the problem of flow deviation appears in the commissioning process. Therefore，this paper mainly studies the causes and solutions of user flow deviation in component cooling system under normal operation conditions，which can provide reference for the follow-up nuclear power commissioning work.Key words：commissioning of nuclear power；component cooling water system；flow rate adjusting 引言设备冷却水系统是核岛重要的冷源系统，其主要功能是冷却核岛内各种热交换器，并通过重要厂用水系统将负荷传送给最终的热阱——海水。

核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计

核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计随着全球能源需求的不断增长，核电作为一种清洁、可持续的能源形式备受瞩目。

而核电站冷却系统在核反应堆运行中的热管理问题，对核电站的安全运行和效益至关重要。

本文将对核电站冷却系统的热力学性能进行分析，并提出一些优化设计的思路。

一、热力学性能分析核电站冷却系统的热力学性能直接关系到反应堆的热效率和安全性。

首先，我们来分析并计算核电站冷却系统的能量转换效率。

核电站一般使用蒸汽动力系统来驱动发电机产生电能。

核燃料在核反应堆中产生的热量首先被用于加热工质（常为水）生成高温高压的蒸汽，然后蒸汽驱动涡轮发电机工作。

在这个过程中，有一部分热量不可避免地散失到环境中。

因此，核电站冷却系统的能量转换效率可以定义为发电量与核燃料热值的比值。

通过对核电站的运行数据进行分析，可以评估冷却系统的热力学性能，并找出影响能量转换效率的关键因素。

其次，冷却系统的热回收性能也是一个重要的指标。

冷却系统在从核反应堆中接收热量后，需要将其散发到环境中才能保持反应堆的正常运行。

如何有效回收这些冷却热量，以提高能源利用率，是核电站冷却系统设计中的一项重要挑战。

可以考虑使用余热回收技术，将冷却系统中的废热转化为有用的热能，比如供给给附近的居民供暖或者工业用途。

这样一方面可以提高能源利用率，减少能源浪费，另一方面也可以减少对环境的热污染。

二、优化设计思路在分析了核电站冷却系统的热力学性能之后，我们可以提出一些优化设计的思路，以进一步提高冷却系统的效率和稳定性。

首先，可以对冷却系统的传热节流过程进行优化。

核电站冷却系统中，热量的传递过程可以通过改变传热介质的流速、温度和管道布局来优化。

例如，可以在冷却系统中使用高效的换热设备，在提高传热效率的同时减少能源损失。

另外，通过合理设计冷却系统的管道布局，可以使传热过程更加均匀，避免在冷却系统的某些部位出现冷热不均的情况。

其次，可以考虑采用先进的控制技术来优化冷却系统的运行。

核电厂主变压器冷却系统运行可靠性提升及改进实施

核电厂主变压器冷却系统运行可靠性提升及改进实施核电厂的主变压器是核电厂发电系统中的重要组成部分，主要用于将发电机产生的高压电能转换成适合输送和分配的中低压电能，同时也负责提供一些发电机和发电设备的保护和控制功能。

为了确保核电厂主变压器的安全和稳定运行，其冷却系统的运行可靠性至关重要。

主变压器的冷却系统通常由冷却油、水冷却系统和氢冷却系统组成。

冷却油在主变压器内部发挥着冷却和绝缘的双重作用。

水冷却系统则通过循环冷却水，将冷却油的温度降低。

而氢冷却系统主要用于高功率主变压器，通过循环氢气来实现热量的快速传输和冷却。

为了提高冷却系统的运行可靠性，可以采取以下措施：1. 定期检查和维护：定期检查和维护冷却系统中的各个部件，如冷却器、冷却水管道、冷却油泵等，确保其正常运行和使用寿命。

2. 技术升级和改造：结合国内外核电厂主变压器冷却系统的发展趋势，进行技术升级和改造，引进先进的冷却技术和设备，提高冷却效率和运行可靠性。

3. 温度监测和控制：安装温度传感器和控制系统，对冷却油的温度进行实时监测，及时发现和处理温度异常，保证冷却系统的正常运行。

4. 应急准备和备用设备：建立完善的应急准备和备用设备体系，备有足够的备用冷却器、备用冷却油泵等，以备不时之需。

5. 周期性测试和演习：定期进行冷却系统的测试和演习，模拟各种突发情况下的冷却系统运行，提前发现和解决问题。

除了以上措施，还应加强人员培训和技术支持，提高操作人员的技术能力和应急处置能力。

加强与供应商和相关单位的合作，共同研究和解决存在的问题，提高主变压器冷却系统的运行可靠性。

核电厂主变压器冷却系统的运行可靠性提升及改进实施是一个复杂而重要的工作，需要全面考虑各种因素，采取综合措施，确保冷却系统的正常运行，保障核电厂的安全生产。

核工程中的冷却剂损失分析与防控

核工程中的冷却剂损失分析与防控核工程中的冷却剂损失分析与防控引言：核工程中，冷却剂是起着非常关键的作用。

它在核反应堆内循环，用于冷却燃料和控制它们的温度。

然而，由于各种原因，冷却剂的损失可能会发生。

本文旨在对核工程中冷却剂损失的原因进行分析，并提出相应的防控措施。

一、核工程中冷却剂损失的原因：1. 设备故障：核反应堆中的冷却系统包括了大量的设备，比如泵、阀门、管道等。

由于设备长时间运行和外部环境因素的影响，设备故障很难避免。

如果发生泵漏水、管道破裂或阀门失灵等问题，冷却剂就会发生损失。

2. 操作失误：在核工程操作中，操作人员在一些特殊情况下可能会犯错。

比如，忘记关闭泵阀时会导致冷却剂大量流失。

此外，不正确的操作方法也可能导致冷却剂损失。

3. 自然灾害：核工程通常建设在地震频发或风暴多发的地区，自然灾害是导致冷却剂损失的一大原因。

如遭受地震、洪灾或飓风，将导致冷却系统的破坏，使冷却剂大面积流失。

二、核工程中冷却剂损失的危害：冷却剂在核工程中扮演了至关重要的角色，其损失将会导致以下危害：1. 燃料过热：冷却剂的大量损失将导致燃料过热，进而引发核反应堆事故。

燃料过热会加剧燃料的老化和膨胀，导致核反应堆不稳定。

2. 核燃料外泄：如果冷却剂损失导致燃料元件的温度升高，可能会导致核燃料元件的结构破裂或破碎。

这将导致核燃料外泄，增加核工程的安全风险。

3. 核辐射泄露：冷却剂的损失也可能导致核辐射泄露，对周围环境和人员造成危害。

核辐射对人体健康和环境具有长期和严重的影响。

三、核工程中冷却剂损失的防控措施：为了减少和防止冷却剂的损失，以下是一些核工程中可以采取的防控措施：1. 定期维护和检查设备：核工程中的冷却设备应定期进行维护和检查，确保其正常运行。

发现问题应及时修复或更换设备。

2. 建立严格的操作规程和培训：为核工程操作人员制定详细的操作规程，并进行培训，使其熟悉操作步骤和注意事项。

提高操作人员的操作技能和安全意识，减少操作失误。

大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析

大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析
张文全;周如明
【期刊名称】《辐射防护》
【年(卷),期】2004(24)3
【摘要】大亚湾核电站和岭澳核电站共4台机组的总循环冷却水量为1 90m3/s。

自 1 987年以来 ,围绕着核电站运行对大亚湾海域的热影响开展了大量的研究工
作 ,包括数学模拟计算、物理模型试验、现场实测以及卫星遥感资料解译等。

本文
概述了大亚湾海域的水文特征以及两个电站的循环冷却水排放特征 ,对大亚湾核电站和岭澳核电站运行的实际热影响给出了评估。

【总页数】6页(P257-262)
【关键词】大亚湾核电站;岭澳核电站;循环冷却水;等温升线包络面积;海域热影响【作者】张文全;周如明
【作者单位】岭澳核电有限公司;苏州热工研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.岭澳核电站循环冷却水取排系统设计 [J], 杨跃波
2.大亚湾核电站循环冷却水泵减速齿轮改进 [J], 周富涛
3.大亚湾和岭澳一期核电站氚年排放量计算分析 [J], 单陈瑜;石秀安;蔡德昌;韩嵩;
李雷
4.岭澳核电站循环冷却水泵电动机故障原因分析及对策 [J], 关建军;吕群贤;刘敏
5.大亚湾核电站和岭澳核电站常用压力变送器及其分析 [J], 黄铁明
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核电厂中冷却剂流动稳定性分析与改进

核电厂中冷却剂流动稳定性分析与改进核电厂是以裂变反应为能源来源的电力生产设备。

裂变反应的过程会产生大量的热量，因此核电站需要冷却剂来稳定温度，防止反应堆过热。

在核电厂中，冷却剂的流动稳定性对于反应堆的运行至关重要。

在本文中，我们将对核电厂中冷却剂流动态势的稳定性进行分析，并提出改进方案。

首先，我们来看一下核电厂中的冷却剂流动情况。

核电站的反应堆内装有高压液态水作为冷却剂，水在反应堆内流动，带走反应堆中产生的热量，并将其传输到蒸汽发生器中。

蒸汽发生器中的水被加热，转化为蒸汽，然后被输送到涡轮机中，产生动力，驱动发电机发电。

在这一过程中，冷却剂的流动稳定性对于反应堆的运行至关重要，直接关系到核电站的安全运行。

然而，核电站中冷却剂流动稳定性的问题也是存在的。

首先，由于冷却剂在反应堆内流动，会产生涡流和湍流，这会导致冷却剂的流动状态不稳定，甚至发生局部停滞，影响反应堆的正常运行。

其次，当反应堆中的燃料棒发生裂变反应时，会产生大量的热量，这会导致冷却剂流速的变化，从而影响反应堆的温度控制。

因此，如何提高冷却剂的流动稳定性是核电站运行中的一个重要问题。

为了解决这一问题，我们可以从以下几个方面入手：一、设计反应堆的结构核电站反应堆结构的合理设计可以减少冷却剂的涡流和湍流。

在反应堆设计中，应该考虑到冷却剂在管道中的流动状态，优化管道的结构，使冷却剂的流动状态更加稳定，减少涡流和湍流的产生。

同时，可以设置流动障碍物来减少流动状态的不稳定性，提高冷却剂的流动稳定性。

二、优化反应堆的控制系统反应堆的控制系统对于反应堆的运行也起到了至关重要的作用。

优化反应堆的控制系统，可以更好地控制冷却剂的流速，避免冷却剂的流速过快或过缓，从而影响反应堆的温度控制。

三、改进冷却剂的流动状态改进冷却剂的流动状态，也可以提高反应堆的流动稳定性。

通过改变冷却剂的流动方式或者增加冷却剂的流量，可以减少涡流和湍流的产生，更好地控制冷却剂的流动状态。

核电站反应堆冷却剂系统充排水期间水位监测及优化

摘要/Abstract核电站反应堆冷却剂系统采用多台变送器测量卸压模式下的水位，保证了主控室操纵员能在充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位。

现介绍某核电站水位监测的偏差情况，对偏差原因进行分析并提出纠正措施，可供其他同类型电站借鉴。

关键词/Keywords核电站；水位监测；压力容器；优化反应堆冷却剂系统水位计介绍核电站采用多台变送器测量反应堆冷却剂系统水位，有RCP007/008/011MN、RCP012/098MN、RCP090/091/092/093/094/095MN，正常运行期间，RCP007/008/011MN测量稳压器水位参与反应堆保护，RCP092/093MN主要用于失水事故等工况。

本文主要介绍用于冷态一回路充排水期间的RCP012/098/090/091/300MN。

如图1所示，4台变送器量程相互重合，测量不同阶段水位，保证卸压模式下主控室操纵员能在RCP充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位，用以跟踪RCP充排水过程中反应堆水池和稳压器波动管线水位的变化，同时也保证稳压器水位测量的部分冗余度。

1.1 RCP012MN差压变送器测量稳压器水位，测量范围为13.6～23.4 m。

1.2 RCP098MN差压变送器测量稳压器水位，量程范围达到了8.7～20 m。

在充排水期间，RCP098MN实际上是最主要的一个水位监测表。

它安装在核岛5 m的环廊里，其正压侧接在二环路的热管段，标高8.7 m；负压侧接参考液柱，平衡罐接在稳压器顶部，标高23.416 m。

1.3 RCP090/091MN压力容器窄量程水位计的测量范围是8.5～13.35 m，但实际上RCP090/091MN的可测量范围比8.5～13.35 m要宽得多，按安装测量图推算，在反应堆水池为40 ℃、环境为28 ℃、上膜盒一直对空的情况下，它可以测量2.08～17.52 m的水位，实际使用时仅将RCP090/091MN的可测量范围区间截取了一段进行精准显示，从而形成了窄量程的水位测量。

某三代核电厂设备冷却水系统改进分析

某三代核电厂设备冷却水系统改进分析作者：滕浩来源：《中国房地产业·上旬》2019年第03期【摘要】本文简要介绍了某三代核电站设备冷却水系统，对系统的运行和故障模式进行分析，发现设备冷却水系统存在的不足，并提出改进方案，通过合理增加备用列和备用设备，满足系统所有设备的检修需求，提升设备冷却水系统的可利用率。

【关键词】设备冷却水系统;检修;备用;可利用率1、某核电站设备冷却水系统简介设备冷却水系统是为核岛相关工艺系统提供设备冷却水，在电站运行期间，以及在停堆换料期间将各设备和设施产生的热量通过厂用水系统传递到环境。

系统设计为两个机械系列，每个系列包括一台设备冷却水泵和一台冷却水热交换器，在公共母管上设一个波动箱和化学添加箱。

系统流程简图如下图1：设备冷却水系统的安全相关功能是，对贯穿安全壳屏障的设备冷却水系统管线进行安全壳隔离。

设备冷却水系统的纵深防御功能对防止非能动安全系统的动作有重要作用，包括：正常停堆冷却、换料工况热量导出、补水泵保护、乏燃料的冷却。

2、设备冷却水系统存在的问题设备冷却水系统需要在电站整个寿期内连续运行，采用了简化设计，设备冷却水系统成为非安全相关系统，系统仅有1列母管和2台泵。

设冷水系统丧失时用非能动堆芯冷却系统来冷却堆芯，可能会导致非能动系统进一步动作，进而对电站造成一定程度的损伤和破坏。

用消防水对正常余热排除系统进行冷却，仅能持续几个小时，消防水质差将对系统产生不良影响，系统恢复困难。

从电站运行经济性和投资保护角度考虑，希望非能动专设安全设施在整个寿期之内不需要动作，这就要求设备冷却水系统有非常高的可靠性。

2.1部分阀门检修困难设备冷却水系统部分阀门，只有在系统停运的情况下才可以对其进行检修。

经统计设备冷却水系统难以隔离检修的阀门有20英寸阀门5个、12英寸阀门2个、10英寸阀门1个、8英寸阀门1个、6英寸阀门3个、4英寸阀门1个、3英寸阀门1个。

波动箱材料为碳钢，应安排一定间隔周期的检查，期间将排空，进行内部除锈、测壁厚。

核岛设备冷却水系统水质控制措施优化

核岛设备冷却水系统水质控制措施优化背景介绍核岛设备冷却水系统是核电站重要的辅助系统之一，主要是为了控制核反应堆的温度和压力，以保证核反应过程的稳定和安全。

而水质则是影响冷却效率和设备寿命的重要因素之一。

因此，优化核岛设备冷却水系统的水质控制措施，提高水质控制的精度和效率，不仅可以保障核电站的安全稳定运行，同时也可以降低设备维护费用和提高设备的寿命。

目标及意义本文旨在介绍优化核岛设备冷却水系统水质控制措施的方法及其意义。

具体目标如下：1.通过优化水质控制措施，保障核电站的安全稳定运行；2.降低设备维护费用和提高设备的寿命，达到经济效益最大化。

方法介绍为了优化核岛设备冷却水系统的水质控制措施，我们需要采用以下方法：1. 确定监测点位监测点位的设置要覆盖整个设备冷却水系统，尽可能确保监测的全面性和准确性。

同时，在确定监测点位时需要考虑到设备的运行状态和可能出现的问题，选取不同的控制参数进行监测。

2. 建立模型建立数学模型，对设备冷却水系统的水质变化规律进行分析和预测。

通过模型，可以对水质进行精确的控制，及时发现并解决问题。

同时，模型可以帮助我们了解设备的性能和问题，提出改进方案，优化设备性能。

3. 选择合适的控制方法根据设备冷却水系统不同的控制参数和监测数据，选择合适的控制方法。

常见的控制方法有反馈控制和前馈控制，根据实际需要选择最佳控制方法。

4. 控制系统的优化控制系统对水质的影响很大。

在优化控制系统时，需要考虑到设备的性能和需要，以及操作员的能力和操作习惯。

同时，还需要考虑到节能、减排等因素。

5. 日常维护和故障排除日常维护和故障排除是优化水质控制的关键。

需要定期检查设备的运行状态、水质参数和维护记录，及时排除故障，保障设备冷却水系统的正常运行。

结论优化核岛设备冷却水系统水质控制措施，可以有效地保障核电站的安全稳定运行，降低设备维护费用和提高设备的寿命，达到经济效益最大化。

通过监测和建模，选择合适的控制方法和优化控制系统，以及进行日常维护和故障排除，可以保证水质的精确控制，及时发现和解决问题。

核电常规岛闭式冷却水流量分配方式的分析与研究

核电常规岛闭式冷却水流量分配方式的分析与研究作者：王萍来源：《科技资讯》 2012年第36期王萍(广东省电力设计研究院广东广州 510663)摘要:本文指出了目前核电机组常规岛闭式循环冷却水系统的流量分配的两种方式。

同时借助某核电工程,概述了闭式冷却水系统上采用孔板作为流量调节方式的技术要点。

最后分析了这两种方式各自的优缺点,为将来核电闭式水系统的工程设计提供依据。

关键词:核电闭式冷却水系统流量分配分析中图分类号:TM62 文献标识码:A文章编号:1672-3791(2012)12(c)-0058-02Research of FlowBalance Calculation of Closed Cooling Water in Conventional Island for Nuclear Power PlantWang Ping(Guangdong Electric Power Design Institute,Guangzhou, Guangdong 510663,China)Abstract:The two method of the flow balance calculation of the closed cooling water system in conventional island for nuclear power plant is described.At the same time by means of a nuclear power project overview of the technical points of the closed cooling water system using orifice plate flowregulation.Finally,analysis of the advantages and disadvantages of each of these two ways,to provide the basis for future nuclear power closed water system engineering.AlphaKey Words:Nuclear unit;Closed coolingwater system;Flowbalance;Calculation;本文主要介绍的是核电机组常规岛闭式循环冷却水系统的流量分配问题。

核电厂设备冷却水系统调试分析

核电厂设备冷却水系统调试分析核岛设备冷却水系统是核电站重要的一回路辅助系统。

本文通过介绍RRI 系统调试试验项目，重点介绍流量预整定试验的原理和方法，记录调试期间碰到的问题和面临的风险，以期通过对调试过程的总结对读者有借鉴意义。

标签：冷却水系统;流量预整定试验;流量平衡引言设备冷却水系统（RRI）是核电厂重要辅助系统，其用户覆盖核岛及核电厂的外围设施系统（BOP），在正常运行工况和各种事故运行工况下均必须确保运行稳定。

因此，在RRI的调试中必须对其相关设备性能和逻辑功能逐一验证。

1设备冷却水系统简介1.1设备冷却水系统设计功能第一，在核电站正常运行和事故情况下，冷却各种核岛热交换器。

第二，经过由厂用水系统（SEC）冷却的热交换器将热负荷传递至最终热阱———海水。

第三，在核岛热交换器和海水之间形成一道屏障，防止放射性流体不可控制地释放到海水中，避免每个核岛热交换器由于海水冷却而产生腐蚀或污垢等问题。

1.2设备冷却水系统结构设备冷却水系统包括两个独立的安全系列，一个公用环路，这个公用环路可由两列安全系列中的任一系列供水，在两个机组之间还有设备冷却水系统的公共部分。

每个安全系列分别由两台100%容量的设备冷却水泵和两台50%容量的RRI/SEC热交换器、一个波动箱和相应的管道阀门组成。

设备冷却水系统的布置根据用户分布情况，采用“母管—分支—母管”的布局。

每个设冷水用户单独对应一条分支管线，所有分支管线集中到供水和回水母管上。

2波动箱试验波动箱是RRI的重要设备，在主控室可通过对其液位变化监视来控制整个系统运行。

波动箱液位降低可能是温度降低或者系统外漏引起的，如果持续降低到正常补水来不及阻止时会触发危急水位报警，引起一系列操作。

波动箱设置3块液位变送器、就地磁翻板液位计和4个浮筒式液位开关。

波动箱试验中出现指示不一致的现象。

液位变送器RRI001MN、RRI013MN、RRI015MN液位指示分别为1.40m、1.46m、1.46m。

核电站反应堆冷却剂系统流量测量方法简析

核电站反应堆冷却剂系统流量测量方法简析
核电站反应堆冷却剂系统的流量测量方法包括以下几种：
1. 瞬时流量测量法：通过安装在管道中的流量计（如超声波流量计、电磁流量计）测量流体通过管道的瞬时流量。

2. 差压流量测量法：通过安装在管道中的差压流量计（如孔板流量计、伯努利管流量计）测量流体通过管道时在流速与流道之间形成的静压差，进而计算出流量。

3. 平均流量测量法：通过安装在管道中的流量积分仪测量流体通过管道的累积流量，再根据时间计算出平均流量。

4. 核活度测量法：在管道中注入放射性核素，测量经过管道的放射性核素的活度变化，通过活度与流速之间的关系计算出流量。

5. 导热流量测量法：通过安装在管道中的导热流量计测量流体通过管道时导热流量的变化，进而计算出流量。

总的来说，核电站反应堆冷却剂系统的流量测量方法根据需要和工艺要求选择不同的设备和技术进行测量。

核电氢气燃烧系统常见故障及改进措施

产吐与科妆论竝2019年第18卷第12期核电氢气燃烧系统常见故障及改进措施□苏金遵【内容摘要]压水堆核电站运行过程中，一回路及相关辅助系统是有一定氢气含量的，为了控制一回路氢浓度及避免在相关系统中的密闭容器内形成氢气爆炸浓度，有必要进行长期的吹扫和除氢，氢气燃烧系统起着至关重要的作用。

本文对国内某核电站氢气燃烧系统的组成及工作流程进行了简要说明，分析运行过程中可能出现的故障并给出解决措施，同时根据实际运行经验分析系统常见的故障、原因并给出改进措施，以保证系统发生异常时，能及时消除，提高系统运行的可靠性。

【关键词】氢气燃烧;吹扫除氢；氢气复合器[作者单位】苏金遵，中核霞浦核电有限公司一、氢气燃烧系统主要功能及系统组成（一）功能。

氢气燃烧系统用于在机组正常运行工况以及预期的正常运行偏离工况下，防止在放射性气体净化系统中形成氢气混合物爆炸浓度，其主要用于除气器、泄压箱吹扫和一回路可识别泄漏水箱吹扫气体中除去氢气。

（二）系统组成。

氢气燃烧系统由两个相同系列组成.两个系列互为备用，每个系列均包括:氢氧浓度监测子系统、排气冷却器、缓冲箱、压缩机、电加热器、氢气复合器、冷却器、捕集器及相关管线和阀门，两个系列共用一个水封箱。

二、氢气燃烧系统主要工作流程氢气燃烧系统是由两个完全相同、可以互相切换的系列组成，下面一列为例介绍系统的工作流程：来自化学和容积控制系统除气器的气-汽混合排气首先在冷凝器中将蒸汽冷凝;剩下的氮、氢和放射性惰性气体用循环氮气流稀释后（废气中的氢含量有要求）进入缓冲箱；再通过压缩机将废气从缓冲箱中抽出，由电加热器加热后进入氢氧复合器进行氢氧复合，经复合后气体通过冷凝器使氢、氧复合产生的蒸汽冷凝，再通过捕集器气、液分离后，一个处理过程完毕，经处理后的废气以氮气为主的混合气体绝大部分返回到缓冲箱前进行下一次循环，部分气体返回化学和容积控制系统复用，只分流出一小部分气体送往放射性气体净化系统处理。

核电厂设备冷却水泵维修性分析与改造

核电厂设备冷却水泵维修性分析与改造摘要：设备冷却水泵是反应堆及一回路辅助系统的重要设备之一，在反应堆正常运行、停堆和各种事故工况下输送设备冷却水，冷却一回路系统及与安全有关的设备。

该泵采用机、泵共轴式联接，轴封采用散装式机械密封，然而，从长期现场运行结果来看，该种结构机封漏水严重，维修时还需将整个电机和转子吊出，并且当轴发生磨损后，必须更换整个电机，增加了维修周期和维修成本。

本文对核电厂设备冷却水泵维修性分析与改造进行探讨。

关键词：核电厂；水泵维修；分析改造一、设备信息设备冷却水泵结构形式为单级单吸离心泵，水泵和电机共用一根轴，泵轴是电机轴的延伸。

水泵安装形式为立式挂壁安装，泵壳采用水平剖分结构，进出水方向为水平吸人、水平吐出，吸人方式采用进水弯管和进水盖结合的方式，设备冷却水泵结构如图1所示。

图1 设备冷却水泵结构图二、设备冷却水泵解体为了真正意义上了解设备冷却水泵的实际状态，首先对设备冷却水泵进行解体检查，解体过程中发现以下问题：1、安装机封处的轴表面磨损严重。

2、机封摩擦副和静环座内腔磨损严重。

三、维修性分析设备冷却水泵是机、泵共轴式结构，该结构的优点在于泵组轴向尺寸小，但其也有缺点，就是维修不方便，尤其是当轴磨损后，必须更换整个电机，增加了维护成本。

本次设备冷却水泵的电机轴就已经严重磨损了，磨损部位在装机械密封处。

通过对泵组尺寸的测绘以及跟用户技术交流，决定将共轴式结构改造成分轴式结构，采用哈夫（剖分式）联轴器将电机轴与泵轴联接，泵轴与电机轴用分半卡环、再用螺栓将哈夫联轴器夹紧。

哈夫联轴器属于刚性联轴器，其最大的优点是装配和拆卸时轴不需要轴向移动，装拆非常方便，并且轴向力可以完全传递。

由于设备冷却水泵的转速比较高（2900r/min），使得哈夫联轴器的线速度比较大，为了减少不平衡量，我们将哈夫联轴器上的6颗螺栓设计成对称布置，并且单独对哈夫联轴器进行G1.0级动平衡试验，减少不平衡量，以降低泵组振动。

对核电厂设备冷却水系统运行的探析

对核电厂设备冷却水系统运行的探析摘要：核电厂设备冷却水体系/CCS属于核电厂关键辅助系统之一，在任何情况下都必须保证其运行的稳定性。

本文着重分析了CCS正常运行工况和异常运行工况，并讨论如何使机组达到稳定工况。

关键词：核电厂设备；冷却水系统；运行1.前言设备的冷却水体系/CCS属于事故与正常情况下用水处理的系统，可以将热量由重要设备、房间与系统传至最终的热阱，即海水。

在海水与核岛的交换器间构成屏障，避免放射性的物体释放至海水之中。

2.核电厂设备冷却水系统的正常运行分析2.1补水泵保护CCS为化学和容积控制系统（CVS）补水泵的小流量热交换器提供冷却水。

该功能保证了CVS补水泵的正常运行。

如果泄漏量小于CVS的补水能力，则补水功能能够防止非能动堆芯冷却系统（PXS）的堆芯补水箱（CMT）和/或随后的自动卸压系统（ADS）的动作。

CCS向补水泵的小流量热交换器供应足够的流量以保证返回到补水泵入口的水温等于或低于150℉。

2.2乏燃料冷却为乏燃料池冷却系统（SFS）的热交换器提供冷却，导出存放在乏燃料水池中的燃料组件的剩余衰变热，以防止乏燃料水池的水被加热和沸腾。

系统执行此功能时依据以下设计基准：正常换料期间，乏燃料池冷却系统（SFS）一列运行，CCS向SFS热交换器提供冷却水，以维持乏燃料水池池水温度低于120℉。

在全堆芯卸料期间，乏燃料池冷却系统（SFS）两列运行，CCS向两台SFS热交换器提供冷却水，以维持乏燃料水池池水温度低于120℉。

注释：一台RNS热交换器可能接入，补充或替代乏燃料水池的冷却，而正常情况下，乏燃料2.3换料热量导出在换料包括降低反应堆冷却剂水装量运行期间，CCS向RNS热交换器和泵提供冷却水。

半管运行期间的冷却功能很重要，在短期可用性控制（STAC）中包含CCS。

热量传递链RNS/CCS/SWS保证了在整个停堆换料期间RCS温度等于或低于120℉并满足下列设计基准：?系统的运行是假定这3个系统的2列热交换器都是可用的。

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发表时间：2019-11-18T09:48:31.430Z 来源：《基层建设》2019年第24期作者：赵青钱冬亮[导读] 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。

中国核电工程有限公司华东分公司北京市（浙江海盐分公司） 314300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。

核岛设备冷却水系统水质控制措施优化简析

核岛设备冷却水系统水质控制措施优化简析摘要：核岛设备是核电站最重要的设备之一，其运行质量关系到发电的安全性与稳定性。

在核岛设备的运行过程中，发热装置需要冷却水系统为其提供冷却水，以保障其高效运转。

但是，由于在核岛设备的常年运行中会出现结垢和腐蚀等状况，影响了冷却水系统的水质，进而影响设备的发电质量，不利于企业经济效益的提升。

另一方面，核岛设备的运行寿命也与冷却水系统水质状况息息相关。

本文将通过分析核岛设备冷却水系统的水质问题，探索核岛设备冷却水系统水质控制措施优化策略，为核电站工作的顺利开展奠定基础。

关键词：核岛设备；冷却水系统；水质；控制措施；优化核岛设备的构成具有一定的复杂性，作为核岛设备的核心系统，冷却水系统在设备的高效运转中发挥着至关重要的作用。

核岛设备冷却水系统的运行质量，是当前核电站运行维护工作的重点关注内容，也是保障核电站各项工作顺利开展的前提。

作为一种闭式循环系统，核岛设备冷却水系统在运行中容易出现结垢和腐蚀状况，这也是设备检修工作人员的工作难点与重点。

设备的换热能力会受到水质的影响，导致系统热损耗增加，造成严重经济损失的同时，也会影响设备的正常运转。

水质污染、热量交换和电化反应等，都会导致核岛设备冷却水系统出现上述水质问题。

因此，应该针对产生的问题及其原因，探索针对性解决方案，避免水质问题对发电质量造成的影响。

一、核岛设备冷却水系统的水质问题（一）菌藻类污泥问题微生物容易在核岛设备冷却水系统的循环水中生存繁殖，当系统中由于菌藻类微生物死亡而出现粘泥时，就会造成换热器的腐蚀。

系统的传热系统也会因此受到影响，不利于核岛设备冷却水系统的正常运行【1】。

（二）腐蚀问题核岛设备冷却水系统的腐蚀可以分为点蚀、溶解氧腐蚀和微生物腐蚀。

点蚀现象主要是由于水中存在的氯离子造成的，氯离子在通道变化极大和死角区域容易富集，这也是点蚀现象较为严重的区域。

当氯离子存在的情况下，水温越高就会导致核岛设备冷却水系统的点蚀情况越严重。

核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计

核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计引言核电站作为一种重要的清洁能源发电方式，其安全运行是至关重要的。

核电站在发电过程中需要通过冷却系统来将工作过程中产生的热量散发掉，以维持核反应堆的正常运行温度。

因此，核电站冷却系统的热力学性能分析与优化设计是确保核电站安全高效运行的关键。

一、核电站冷却系统工作原理核电站冷却系统通常采用循环水方式，通过水对核反应堆和发电设备进行冷却。

核反应堆散热由冷却剂完成，冷却剂与水之间通过换热器进行热量交换，将冷却剂的热量传递给水，从而将核反应堆的热量带走。

冷却系统中的水通过循环泵进行循环，将吸收的热量带到换热器，并通过冷却塔或冷却池将热量散发到环境中，以保持循环水的温度稳定。

二、核电站冷却系统热力学性能分析1. 散热效率核电站冷却系统的散热效率是指冷却系统在长时间运行过程中，将核反应堆产生的热量通过换热器和冷却设备散发到环境中的比例。

散热效率的高低直接影响核电站运行的效率和安全性。

通过优化换热器的设计和冷却设备的配置，可以提高散热效率，减少热量损失。

2. 温度控制核反应堆的工作温度是决定发电效率和反应堆安全的重要参数。

冷却系统的设计应该能够确保核反应堆的温度在安全范围内稳定运行。

通过热力学模拟和温度监控系统的优化，可以有效控制核反应堆的温度，在保证安全的前提下提高发电效率。

3. 能耗分析核电站冷却系统在运行过程中需要消耗部分能源，如循环泵的运行和冷却设备的驱动等。

通过能耗分析，可以识别出能效比较低的环节，并进行优化设计，降低能源消耗。

三、核电站冷却系统优化设计1. 换热器的优化换热器作为核电站冷却系统中的关键组件，直接影响到冷却系统的散热效率。

通过优化换热器的结构和材料选择，可以提高换热器的传热效率和耐腐蚀性能，从而减少热量损失和故障率。

2. 冷却设备的优化核电站冷却设备的配置对整个冷却系统的热力学性能有着重要影响。

通过合理选择冷却设备的数量和类型，可以实现更好的散热效果。

国家核安全局关于批准大亚湾核电厂乏燃料水池冷却和处理系统冷却水泵双泵运行监测仪表改进的通知

国家核安全局关于批准大亚湾核电厂乏燃料水池冷却和处理系统冷却水泵双泵运行监测仪表改进的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2007.09.18
•【文号】国核安发[2007]124号
•【施行日期】2007.09.18
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于批准大亚湾核电厂乏燃料水池冷却和处理系统冷却水泵双泵运行监测仪表改进的通知
（国核安发〔2007〕124号）
大亚湾核电运营管理有限责任公司：
你公司关于《大亚湾核电厂乏燃料水池冷却和处理系统冷却水泵双泵运行监测仪表改进的请示》（广核运〔2007〕45号）收悉。

根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则的要求，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，认为你公司关于大亚湾核电厂乏燃料水池冷却和处理系统冷却水泵双泵运行监测仪表改进的请示是可以接受的，现予批准。

你公司要按照批准的方案实施改进，确保大亚湾核电厂的运行安全。

二○○七年九月十八日。