【核电站】辅助给水系统(ASG)
EPR机组应急给水系统(ASG)水位控制阀控制方式的分析
EPR机组应急给水系统（ASG）水位控制阀控制方式的分析在验证ASG系统在线程序的过程中，发现在机组正常运行时，ASG系统蒸汽发生器水位控制阀（ASGi310VD-）放自动后，开度从100%逐渐关小，触发系统在线错误报警，根据报警卡，要求需要立即执行技术规范相应条款，宣布ASG第一列不可用。
经分析，ASG蒸发器水位控制阀在机组正常运行工况时应放手动状态。
标签：应急给水系统，蒸汽发生器水位控制，蒸汽发生器液位表引言：EPR机组的ASG设计相比CPR1000有了较大的变化，其中ASG为蒸汽发生器供水时，蒸汽发生器水位控制增加了自动控制功能，从而减少了操纵员在事故工况下的工作负荷。
对于正常运行期间对ASG系统的在线方式设置了应急给水系统第i列故障报警ASGi001KA。
设计ASG系统的程序对ASGi310VD-的状态要求是开启，但是对控制方式没有明确的要求。
本论文经过分析明确了ASGi310VD-在正常运行期间的控制方式应该为手动。
ASG系统流程介绍：ASG系统包括四个同样的列，每一列主回路包括以下设备：一个ASG水箱一个向蒸汽发生器注水泵一个蒸汽发生器水位调节阀一个ASG泵流量限制阀一个安全壳隔离阀EPR机组的ASG流程如图1所示图1 ASG系统单列流程简图ASGi001KA的触发原因：在模拟机上进行程序验证时，按照程序对ASG第一列进行在线，将ASGi310VD-放自动，一段时间后出现ASG1001KA的报警是ASG第一列故障报警，根据报警卡，报警出现后按照报警原因逐一排查，发现触发该报警的原因是ASG1210PO-没有运行同时ASG1310VD-没有开启。
查找逻辑图确认报警卡时，发现报警卡中所说的ASG1310VD-没有开启其实是没有全开，此报警的触发还需要60秒的延时。
将ASG1310VD-放手动全开后报警消失。
正常运行时ASG泵ASG1210PO-是不需要启动的，我们要在ASG1310VD-为什么没有全开上查找原因。
压水堆入门问答题与答案
绪论1.核能发电具有哪些优点？特点1：核能具有很高的能量密度特点2：核电是清洁的能源特点3：核能是极为丰富的能源特点4：核电在经济性具有竞争力特点5：核电的安全性具有保障2.简述压水堆核电站的基本组成？核岛——反应堆冷却剂系统、一回路辅助系统、辅助冷却水系统、专设安全设施、排出物的处理与排放核辅助系统：化学和容积控制系统、硼和水补给系统、余热排出系统、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统、设备冷却水系统常规岛——蒸汽系统、给水加热系统、汽轮机辅助系统、常规岛冷却水系统、除盐水分配系统电气系统——发电机及其辅助系统、输配电及其保护系统、厂用电系统3.压水堆核电站如何将核能转化成电能？1、反应堆：将核能转变为热能（高温高压水作慢化剂和冷却剂）；2、蒸汽发生器：将一回路高温高压水中的热量传递给二回路的给水，使其变为饱和蒸汽，在此只进行热量交换，不进行能量的转变；3、汽轮机：将饱和蒸汽的热能转变为高速旋转的机械能。
4、发电机：将汽轮机传来的机械能转变为电能。
4.核岛厂房主要有哪些？分别布置哪些系统？1.反应堆厂房反应堆厂房又称安全壳，主要布置一回路系统设备（反应堆、主泵、蒸汽发生器、稳压器等）以及部分专设安全系统和核辅助系统2.燃料厂房主要有乏燃料水池，用以贮存堆芯中卸出的乏燃料。
厂房背面紧邻换料水箱，贮存反应堆换料所需的含硼水3．核辅助厂房主要布置主控制室和各种仪表控制系统及其供配电设备，另外蒸汽发生器的蒸汽管道和给水管道也穿过该厂房此外，核岛还有柴油发电机厂房、连接厂房、、副主给水贮存箱5.常规岛主要有哪些厂房？分别布置哪些系统？核岛厂房主要有汽轮厂房和辅助间以及联合泵站所组成。
汽轮厂房布置有二回路及其辅助系统飞主要设备，如汽轮机、发电机、冷凝器、除氧器、给水泵等联合泵站位于循环冷却水的进口处，其内主要设置循环水泵和旋转滤网，为汽轮机的冷凝器提供冷却水源6.厂房及其房间的识别符号如何定义？厂房识别：N—L—L，机组识别—厂房识别—区域识别D：柴油机厂房K：发燃料厂房L：电器厂房M：汽轮机厂房N：辅助厂房R：反应堆厂房W：连接厂房X：未分区房间识别：N--N—N，楼层—房间号，其中楼层要减17.设别的识别符号如何定义？设备识别：N—L—L—L机组识别—系统识别—N—N—N—L—L设别编号—设别类型系统识别：ABP：低压给水加热器系统CEX：凝结水抽取系统EAS：安全壳喷淋系统GCT：汽机旁路系统KSC：主控制室系统PMC：核燃料装卸贮存RCV：反应堆冷却剂系统VVP：主蒸汽系统XCA：辅助蒸汽系统8.工程图纸的识别符号如何定义？（不考试）第一章9.简述反应堆冷却机系统RCP的功能和组成？RCP系统功能：1.热量传输——堆芯热量传递至蒸汽发生器二回路侧2.反应性控制——调整冷却剂中硼酸浓度，控制反应性3.压力控制——稳压器的喷淋和电加热，控制系统压力4.放射性屏蔽——承压边界，第二道安全屏障（第一道是燃料元件包壳，第三道是安全壳）RCP系统的组成：反应堆压力容器及其顶盖，控制棒驱动机构的压力外壳，住冷却剂管道（热管段、过渡段、冷管段），蒸汽发生器一回路侧，反应堆冷却机泵（简称主泵），稳压器及其连接管道（波动管、喷淋管），与辅助系统相连接的管道和阀门10.简述大亚湾核电站燃料组件的组成特点？1.大亚湾核电站采用AFA-3G型燃料组件2.有骨架和燃料棒组成，呈17*17正方形栅格排列，总共289个栅格，其中264个装有燃料棒3.骨架由8个定位格架，3个中间搅浑架，24根控制棒导向管，1根中子能聊测量管和上下管座焊接（确保组件的刚性，承受整个组件的重量和控制棒快速下插的冲击力，并准确引导控制棒的升降）4.燃料棒是压水堆产生核裂变并释放热量的基本元件5.AFA_3G型燃料组件的包壳为M5合金，中子吸收面积小，在高温下有较高的机械强度和耐水腐蚀性能，裂变反应产生的氚很难穿过锆合金扩散（接卸强度燃料包壳的作用是防止核燃料与冷却剂接触，防止裂变产物逸出，以免造成放射性污染）11.控制棒组件的作用是什么？黑棒帮组和灰棒帮组的区别？作用：1.是反应堆控制部件，由吸收中子能力很强的材料制成，可以控制核裂变的速率。
核反应堆-核电-核技术-核工程-5.4 辅助给水系统
储水罐
流量调节
电动泵 阀 限流孔板
气动泵
主给水
除气器
硼和水补给系统
脱气装置用于：
——对SER系统的除盐水（PH=9）进行除氧后，供给两台机组的辅助贮水箱（1ASG001BA、
2ASG001BA）；
——对两个贮水箱里核氧岛含、量不常合规格的岛水除进行脱气再处理；
——对SED的除盐水盐（水PH分＝7配）系的水统进行除气后，供给REA系统的贮水箱。
5.6.蒸汽发生器辅助给水系统(ASG)
5.6.1 系统功能
蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全系统之一，用于保证 蒸汽发生器的给水，以便维持一个冷源，确保反应堆热量的导出 。具体功能：
（1）在主给水系统失效或故障的情况下，辅助给水系 统向 蒸汽发生器提供给水；
（2）在反应堆启动时，由该系统为蒸汽发生器充水； （3）在反应堆热备用或热停闭状态时，或反应堆冷停 闭
3
除气装置
脱气装置的工作原理如下：
SER或SED的除盐水在5～40℃的温 度下进入再生热交换器，离开热交换 器时温度为88.5～96℃之间。
水从除气器顶部喷出雾化。不凝 结性气体从脱气器顶部排出，排气量 为60kg/h。加热用的蒸汽来自SVA（ 辅助蒸汽供应系统），蒸汽在除气器 下部的管束内凝结后经过冷却的凝结 水返回SVA系统。
(1)为蒸汽发生器充水(首次或停堆连续充水) (2)电厂启动 (3)延长热停堆 (4) ASG水箱补水 (5)REA水箱补水
4. ASG运行注意问题
(1)热备用以下工况，均可用ASG； （2）蒸汽发生器充水时，防止给水泵超流量； （3） ASG01BA水位报警信号； （4）失去厂外电源时，电动ASG泵可由应急柴油机供电；但是，如果RRA泵 在运行，应急电源优先为RRA泵供电， ASG泵无电源。
核电站辅助给水ASG汽动泵简介汇总.
K
004PO 220VD 017VD 023VD 133DI
系统简介
基本性能参数 • RCC-P 3，RCC-M 2，抗震1A • 系统额定流量：101/110 (2×50%) m3/h • 扬程：1125/1080 m • NPSHr：7.24/7.2m （含旁路流量） • 吸入口压力：0.08-0.3MPa.abs • 工作温度：7-60℃ • 环境温度：最高57 ℃ • 累计运行时间：20000h • 启动/停止循环次数：2000次(100次/年) • 汽机工作压力：0.63-8.6 MPa.abs • 转速范围：600-10000 rpm • 外形尺寸：2956mm（长）*1350mm（宽）*1460mm（高）（技术规格书） • 背压式汽轮机
泵
CLOSE
OPEN
FULCRUMຫໍສະໝຸດ 支点UNBALANCED SPRING STEAM + FORCE FORCE
=
TOTAL HYDRAULIC FORCE
ON PUMP START UP STEAM INLET PORT IS FULL OPEN
泵起动时，进汽阀全开
结构与原理
TWL FLOW/ / SPEED CONTROL 流量 转速控制 TWL FLOW / SPEED CONTROL
+
PUMP
泵
-
PUMP
CLOSE
CLOSE
OPEN
OPEN
FULCRUM
支点 FULCRUM
UNBALANCED SPRING STEAM + FORCE UNBALANCED SPRING FORCE STEAM + FORCE FORCE =
辅助给水汽动泵简介
ASG系统培训教材
•
–
辅助给水泵 ：
四台泵的应急给水系统包括两部分：一堆专用部分和两堆共用的除氧 部分。专用部分分别有两个供水母管，一个母管对应2台50%容量的电 动泵，另一个母管对应2台50%容量的汽动泵。两台电动泵分别为A、 B两个系列，两台汽动泵也分别为A、B两个系列。四台泵中的每台泵 流量大约对100m3/h。
2011/5/22
DNMC-DPO
三．设备描述
推力 轴承 径向 轴承
运行三处
径向 轴承
润滑 油箱 自动再循环三通阀 润滑油冷 却器
2011/5/22
DNMC-DPO
三．设备描述
II.
运行三处
ASG汽动泵： 汽动泵： 汽动泵 两级水平式离心泵，由汽轮机驱动。泵的叶片和汽轮机的叶轮做 在一根轴上，该轴由2个水润滑径向轴承支撑； ASG的汽动泵从VVP管道分3跟管道引入新蒸汽，每一根管道都 可以提供足够蒸汽流量。在进行试验期间可以接受SVA来的新蒸 汽； 汽动阀门137/138VV和237/238VV作为ASG泵的启动隔离阀门； 136/236VV被压力控制器用来控制进入汽动给水泵的蒸汽流量。 然后调整汽动给水泵的出口压力； 超速控制阀门135/235VV：
运行三处
正常情况下,ASG汽动泵的停运方式有以下几种方 汽动泵的停运方式有以下几种方 正常情况下 式:
• 主控室手动关闭ASG137VV/138VV,和我们之前一样; • 主控室按下ASG135VV跳闸按钮,使跳闸电磁阀动作,切断 ASG汽动泵进汽,从而停泵; • 现场就地盘按下ASG135VV电磁阀跳闸按钮,从而关闭 ASG135VV;
ASG135VV ASG136VV 排气口排出做 功蒸汽,使汽机 停设备描述
电气超 速装置 机械超 速装置
核电站中的辅助系统及其功能
核电站中的辅助系统及其功能核电站作为一种重要的发电设施，其运行过程中需要借助多个辅助系统来保证其安全、高效地发电。
这些辅助系统在核电站中发挥着关键的作用，如冷却系统、供水系统、氢气除湿系统等。
本文将对核电站中的辅助系统及其功能进行详细介绍。
一、冷却系统核电站中的冷却系统是确保核反应堆和其他重要设备正常运行的重要辅助系统。
冷却系统主要由冷却剂循环系统和余热回收系统组成。
冷却剂循环系统通过将冷却剂（如水）循环送入核反应堆中，将核反应堆中产生的热量带走，确保反应堆的温度维持在安全范围内。
同时，冷却剂循环系统还通过控制反应堆的温度，保持核反应堆的稳定性和反应的持续性。
余热回收系统则负责将冷却剂中的热能转化为其他形式的能量，如用于发电。
这样可以充分利用冷却系统中的热能资源，提高核电站的能效和经济性。
二、供水系统供水系统是核电站中的另一个重要的辅助系统，主要负责为核反应堆和其他设备提供冷却剂和工艺水。
供水系统由水处理系统、水循环系统和水化学控制系统组成。
水处理系统通过对供水进行处理，确保供水中的杂质和污染物含量控制在安全范围内。
水循环系统则负责将处理后的供水循环送入核反应堆和其他设备中，起到冷却和传热的作用。
水化学控制系统则监控和调节水质，保证供水系统的稳定性和安全性。
供水系统的运行稳定与否直接影响到核反应堆和其他设备的正常运行，因此供水系统的设计和运行管理至关重要。
三、氢气除湿系统氢气除湿系统是核电站中的另一个重要的辅助系统。
核电站中使用氢气作为一种防火和防爆介质，保护重要设备免受事故的影响。
而氢气除湿系统则负责对核电站中的氢气进行处理，控制氢气中的湿度，以提高氢气的纯度和稳定性。
氢气除湿系统主要由氢气生成部分和除湿部分组成。
氢气生成部分通过化学反应产生氢气，并将其输送至核电站的各个设备中。
除湿部分则负责将氢气中的水分去除，降低湿度至安全范围。
这样可以减少氢气中因湿度过高而引发的事故风险，保障核电站的安全性。
核电站辅助给水ASG汽动泵简介
+
PUMP
泵
-
PUMP
CLOSE
CLOSE
OPEN
OPEN
FULCRUM
支点 FULCRUM
UNBALANCED SPRING STEAM + FORCE UNBALANCED SPRING FORCE STEAM + FORCE FORCE =
=
TOTAL HYDRAULIC TOTAL FORCE HYDRAULIC FORCE
汽动泵综述 • 在启动或者运行状态下均可以耐受饱和蒸汽。 （系统上游不必需汽水分离器） • 启动时不必要暖机 • 轴承采用自润滑（水润滑），无需外部润滑系 统。 • 可以连续快速响应并快速启动。（76bar abs高 压蒸汽下，2秒内可达到90%额定转速，低压蒸 气（如20bar abs）下，10秒内可完成启动，对 启停频率没有任何限制） • 采用与电动泵完全不同的结构原理，保持多样 性，避免共模故障。 • 宽范围的自调节性。
结构与原理
结构与原理
系统阻力 活塞损失
压 力
内部管道损失
SG背压
流量
结构与原理
TWL FLOW / SPEED CONTROL 流量/转速控制
DISCHARGE 文丘里 VENTURI
STEAM TO TURBINE 汽轮机进汽
控制器 GOVERNOR
+ PUMP
SG 蒸汽 STEAM IN
THROTTLE VALVE 节流阀
转子
结构与原理
结构与原理
加工后
电火花
加工前
结构与原理
结构与原理
流量控制:
• 流量反馈控制是汽动泵 的一个主要特点，不需要外部 的控制调节装置；
M310机组辅助给水系统汽动泵疏水分析及改进
M310机组辅助给水系统汽动泵疏水分析及改进文章介绍了M310核电机组辅助给水系统（ASG）的主要功能和组成。
ASG 系统汽动泵疏水的来源及疏水方式。
指出当前状态下汽动泵各个疏水方式存在的主要问题，并针对存在的问题提出相应的改进建议。
标签：M310；辅助给水；汽动泵；疏水1 M310机组辅助给水系统1.1 系统简介M310机组核电厂辅助给水系统（ASG）属于专设安全设施。
机组运行过程中，在任一正常给水系统（ARE、APA、APD）发生事故时，ASG系统投入运行，导出堆芯余热，直到反应堆冷却剂系统达到余热排出系统（RRA）可投入的状态。
反应堆冷却剂系统的热量通过由辅助给水系统供水的蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽通过汽机旁路系统（GCT）排向凝汽器或排向大气。
1.2 系统组成该系统作为失去主给水供应时向蒸汽发生器二回路侧供应给水的后备系统，主要由辅助给水箱，辅助给水泵以及相应的管道和阀门组成。
为满足单一故障准则，辅助给水泵分为2×50%容量的电动泵和2×50%容量的汽动泵，汽动泵由小汽轮机驱动。
2 辅助给水汽动泵疏水的来源2.1 泵在备用状态下的暖泵疏水由于ASG系统属于专设安全设施，机组正常运行时必须保证泵可用，故需要对泵体及相应管道进行预热以保证泵应急启动时不受到热冲击导致泵体损坏；同时泵在备用状态时也需要进行相应的润滑，因此在备用状态时，汽动泵会产生疏水。
两台汽动泵备用状态时产生的疏水量约为25m?/D。
2.2 汽动泵启动时的疏水汽动泵启动后由于需要蒸汽来驱动小汽机运行，在蒸汽进入小汽机前由汽水分离器分离出来的疏水以及蒸汽进入汽轮机做功后的乏汽疏水，由于泵运行时相较备用状态时需要消耗一定数量的蒸汽，故该部分蒸汽产生的疏水相比正常备用时的疏水量要大。
3 辅助给水汽动泵疏水的流向（1）疏往凝汽器。
通过疏水泵ASG007PO疏往凝汽器。
由于ASG系统管道预热和泵润滑水来自VVP主蒸汽和ASG水箱，水质较好，理论上该部分疏水满足二回路水质要求，将水疏往CEX可将该部分水回收利用，提高经济性；同时，由于该部分水为热水，特别是泵启动之后，水温较备用时高且输水量大，疏水回收亦可以回收该部分热量，提高循环热效率。
核电厂辅助给水系统控制方案设计研究
ｌ ６・
科 技 论 坛
核 电厂辅 助给水系统控制 方案设 计研 究
杨尚明 陈 ， 福建 福 清 ３ ５ ０ ３ １ ８ ）
摘 要： 辅助给水 系统是核 电厂 当中的重要 安全设施 ， 其主要作 用是在核 电厂发生意 外事故 导致供水 中断的情 况下 ， 临时提 供 用水。 对 于辅助给水 系统来说 。 其控制失效的主要 原 因可以归结为两个方面 ： 软件共 因故 障和全厂 失电。对核 电厂的辅助给水 系统进行介 绍 ， 分 析 其 控 制 方 案 和 工 艺 系统 的设 计 原 则 ， 针 对 软 件 共 因故 障 和 全 厂 失 电提 出相 应 的控 制 策略 。 关键词 ： 核 电厂 ； 辅 助 给 水 系统 ； 控 制 方 案 设 计
对 核 电 厂 的 运 行 安 全 造 成 威胁 。而 辅 助 给 水 系 统 的运 用 ， 就 是 为 了 ３ 工 艺 系统 的 设 计
防止这种现象发生。在水 源供应发生异常 的时候 ， 通过另外 的调节 辅 助给水系统 当中包含两 条辅助给水管路 ， 一条是 电动泉给水 阀为蒸汽发生器提供水源 ， 确保其正常运行 。 管路 ， 另一条是汽动泵给水管路 。 这两者虽然工作原 理不同 ， 但是功 １辅助给水 系统简介 能完全相 同 ， 无论是 独立工作 还是配合工 作 ， 都能够 在主供水 系统 辅助给水系统 ， 简称 Ａ Ｓ Ｇ， 是核 电厂专用 的安全设施之一。 辅 助 发生 故障时完成水 源供 应的功能。 辅助给水 系统采取这种功能分散 给水系统 的作用是在主要供水系统发生故 障 ， 不能正常提供水 源的 的设 计方式 ， 是 为了让二者 的逻辑控制 和运行互 不影响 ， 即使其 中 时候 ， 为蒸 汽发生器提供备 用水源 ， 确保供 电回路 中存在 一个 正常 之一 出现了问题 ， 也不会导致 另一方面失去供水功效 。以我 国著名 的冷源 ， 防止堆芯发生损 坏。 如果在主要供水 系统发生故 障时 ， 又缺 的秦 山核 电站 为例 ，电动泵给水管路 主要 是 由 Ｏ １ Ｐ Ｏ、 ０ ２ Ｐ Ｏ两 台电 乏 这种应急手段 ， 供 电回路 当中的热量 就不能够排 除 出去 ， 引起 堆 动泵和 ０ １ ２ Ｖ Ｄ、 ０ １ ７ Ｖ Ｄ、 ０ １ ６ Ｖ Ｄ三 台流量调 节阀组成 ； 而汽动泵 给水 芯的熔 化 ， 给核电厂带来巨大的经济损 失ｍ 。 在设计辅助给水系统 的 管路则是 由 ０ ３ Ｐ Ｏ汽动泵 和 ０ １ ２ Ｖ Ｄ、 ０ １ ７ Ｖ Ｄ、 ０ １ ６ Ｖ Ｄ三 台流量调 节阀 过程 中 ， 要考虑控制方案的可靠性 。 为了达到这一 目的 ， 就要对软件 所组成［ ２ １ 。 共 因故 障和全厂失 电进行 防范 。 软件共 因故障和全厂失 电是导致辅 ４ Ｃ ＣＦ控制策略 助 给水 系统 失去控制 的两大主要原 因。 只有针对性地对这两方面 的 软件共 因故 障 ， 英 文简称 为 Ｃ Ｃ Ｆ ， 是辅 助供水 系统的 两大故 障 故障进行 防范 ， 才 能够确保辅助 给水系统安全可 靠地运行 ， 保证核 原 因之一 ， 其具体是指在系统运行期间 ， 由于设计上 的缺陷 、 制造Ｔ 电站的供电稳定 和供 电质量 。 艺粗糙 、 运行 差错 、 维护不到位 ， 或者是其他 自然 原 因和人 为原 Ｌ 大 Ｊ 所 ２控制方案 的设计 导致 的故 障。软件共 因故 障会 引发多种严重后果 ， 甚 至导 致整 个辅 辅助给水 系统通常是在 主供 水系统不 能正 常运行 的情 况下启 助供水 系统瘫痪 ， 完全丧失功能效用［ ３ １ 。 动， 属 于一种特殊 的应急手段 。 无论是 主给水系统隔离的事故 ， 还是 为了防范软件供应故 障 ， 必须要对 辅助供水 系统采取 多样性 的 主给水系统本身丧失的事故 ， 都会根 据主给水系统 的失效程度来启 控制 策略 ， 最直接的方法就是采取多样性平 台的控制方式 。目前 ， 我 动辅助给水系统 ， 包括辅助 给水 的所 有设备和管道路线 。需要 注意 国核 电厂通 常采取利用 多硬件模块 组成 的纯 硬件 系统来对 辅助供 的是 ，辅助给水 系统 的调节 阀和 主给水系统 的调节 阀不 能共用 一 水 系统进行控 制 ， 防范软件供应故 障的发生 。 个， 需要 单独进行设 置。根 据主给水系统发生故障和保持效 用的程 ５全厂失 电控制策 略 度不 同， 辅助给水 系统也会采取不 同的控制方案 ： 全厂失电则是影响辅助给水系统正常运行的另一故障原 。住 如果是 主给水 系统 的设备运转效率 下降 ， 但仍然保 持着 一部分 全厂失 电 ， 有 没有应急 电源及时投入 工作 的情况 下 ， 堆芯 中剩余 的 供 水效用 的时候 ， 辅助 给水系统不会全 面启动 ， 只会简 单地启 动系 热量无法 迅速排除 ， 就会 导致堆芯熔 化 ， 造成巨大 的经济 损失 。所 统中的给水泵 ， 补 足主供水系统效率 下降 的部分 ， 满 足蒸汽发 生器 以， 我 国在 《 核 电厂应付全场 断 电设计准 则》 当 中明文规定 ： 核 电厂 的用水需求 。当核 电厂的电源 出现 问题 ， 电量供应不 能满足主泵正 必须准备足够可靠 的备用 电源 ， 备用 电源 的额定 输出功率要 符合系 常运转需要 ， 主泵转速就会降低 ， 主供水 系统 的供水效率就会下降 。 统控制 的需要［ ３ １ 。 在全厂失 电的情况下 ， 备用 电源能够为辅助给水系 而如果是主给水 系统 完全 失效 ，但 蒸汽发生器水分暂时充 足时 ， 辅 统 当中的多样性系统和设备接 口模块 进行供 电 ， 让辅助供水 系统 为 助给水系统就会启动全部的给水泵 ， 为蒸 汽发生器提供水源 。最恶 蒸汽发生器提供充 足的水 源。 劣的情 况就是主给水系统 当中的管道发生破裂 ， 蒸汽发生器 的水位 ６ 结论 急速降低 。 在这种情况下 ， 辅助给水系统就会全面启动 ， 不仅 要用辅 核电厂的辅助 给水 系统是确保发 电的重要 应急手段之一 ． ． 为ｒ 助给水泵为蒸汽发生器提供水源 ， 还会 暂时将 主给水泵进行跳 闸处 防范软件共 因故障和全厂失 电两大故障 因素 ， 辅助 给水系统一 一 定要 理 采取 多样 性的平台控制 ， 准备额定 电压符合要求 的备用电源 这样 辅助给水系统的控制方式有两种 ： 自动控制和手动控制 。其 中 才能够确保核电站的供 电稳定。 自动控制是最为常用的控制方式 ， 辅助给水系统通过采集各 种核电 参考文献 厂设备的运行信号 ， 在控制 中心进行 逻辑运算 ， 得 出控制指令 ， 发布 ［ １ ］ 徐瑞 引， 苑景 凯， 罗娅彬 等． 核 电站 常规 岛辅助给 水 系统 安装膜 除 到各个设备 当中进行驱动控制 。只有在 自动系统出现故障的时候 ， 氧装置的可行性浅析【 Ｊ 】 ． 电站 系统工程， ２ ０ １ ６ （ ３ ） ： ３ ２ — ３ ６ ． 才需要 工作人员手 动对辅助 给水 系统中 的各项 设备进 行操作 。所 ［ ２ 】 董建 国， 周霞， 雷勇侠 ． 核 电厂辅助 给水 系统 除氧 器设 计【 Ｊ Ｊ ． 中国核 以， 辅助给水系统的控制方 案设 计 ， 主要从 信号采集 、 逻辑 处理和信 一 电， ２ ０ １ ５ （ １ ） ： ２ ４ — ２ ８ ． 号驱动三方面人手 。 【 ３ ］ 陆杰， 刘广 东， 刘鹏亮等． 大亚 湾核 电厂辅 助给 水 系统 Ｒ Ｃ Ｃ ～ Ｍ２级 信号采集 主要通过停堆保护系统来实现。 停堆保护系统利用各 疏水 管道的 改进『 Ｊ 】 ． 核安全， ２ ０ １ ３ （ ４ ） ： ６ — ９ ． 种传感器收集 主供水系统 的运行信息 ， 将现场 的模 拟量 信号通过阀 值逻 辑运算 的方 式 ， 转 化为数字量 信号 ， 再 传递到 系统 下一环节 进 行逻辑处理 。逻辑处理主要是 在安 全专设 系统 当中实现 。该系统部 分负责连接上游 的信号采集环节 和下游 的信号驱动环节 ， 接受来 自
辅助给水系统除气装置出水温度高简要分析
◼一、辅助给水系统除氧回路功能及组成（一）除氧装置功能秦山第二核电厂三、四号机组主要利用除氧装置对辅助给水系统水箱、反应堆硼和水补给系统水箱等设备提供除盐除氧水。
根据机组的状态，可将其功能分为以下两个部分。
（1）在正常运行时，向辅助给水系统（系统英文名：ASG）及反应堆硼水补给系统（系统英文名：REA）水箱提供除盐除氧水；并且能够使蒸汽发生器辅助给水箱中的溶解氧含量保持在100 ppb以下。
（2）进入特殊情况时，①在电厂启动前，对硼水补给水系统的贮水箱进行初次充水；②若在正常运行中硼回收系统（系统英文名：TEP）故障时，向硼水补水箱补充除盐除氧水；③失去厂外电源时，由应急柴油发电机向除氧装置的泵供电并且由常规岛除盐水分配系统对硼水补给水系统水罐进行补水；④若热停堆超过2 h，辅助给水箱贮水量无法满足要求，可由除氧装置向辅助给水箱补水，保证有足够的水带走一回路的热量。
（二）除气塔的原理1�道尔顿（Dalton）分压定律混合气体全压力等于各组成气体分压力之和。
对除氧器而言：Pd=Ps+Pa，其中：Pd，Ps，Pa分别为除氧器混合气体总压力，蒸汽分压力，空气分压力。
给水定压加热时，随着水的蒸发过程不断加强，水面上的水的分压力逐步加大，相应其他气体的分压将不断减小。
当把水加热到饱和温度时，水蒸气的分压力实际上就等于水面上的全压力，其他气体的分压力就会趋辅助给水系统除气装置出水温度高简要分析"杜鹏腾（中核核电运行管理有限公司工程计划处，浙江 嘉兴 314050）摘要：文章介绍了秦山第二核电厂辅助给水系统除气回路的组成、功能和运行方式等系统基本情况，阐述了除气器的原理。
着重讨论了出现除氧装置出水温度高的异常情况，理论上简要分析了影响出水温度的有关因素。
从运行角度，结合秦山地区温度随季节、昼夜变化大的情况，对现有的设备，为保持辅助给水系统除氧回路出水温度在正常范围内，预防出现除气回路后出水温度高，提出了控制流量、入水温度等建议。
【核电站】辅助给水系统(ASG)
§1.3.4 辅助给水系统（ASG）一．A SG的功能1．正常功能ASG为失去主给水供应时向SG二次侧提供给水的后备系统。
在下列情况下ASG可代替主给水系统ARE：—反应堆启动和RCP升温；—热停堆；—向冷停堆过渡，RRA投运之前。
此外，ASG的电动泵用于SG二次侧的充水和保持水位（初次充水和冷停堆后的再充水），ASG的除氧器装置用于向ASG和REA系统的贮水箱供应除盐、除氧水。
2．安全功能当正常给水系统（CVI,CEX,ABP,ARE）之一失效时，ASG投入运行，以排除堆芯余热，直到达到RRA可投运的状态为止。
余热通过GCT排放。
二．系统描述辅助给水系统（ASG）的主要设备是：贮水箱，泵子系统,带有流量调节的给水管路和除气设备。
1．辅助给水贮存箱ASG 001 BA的特性ASG 001 BA的顶部是以氮气覆盖的，压力维持在表压0.01-0.012MPa之间。
该水箱的温度通常由除氧器保持在7℃--50℃之间，当温度低于7℃时有低温报警，当温度高于50℃时有高温报警。
ASG 001 BA的水位是不进行控制的，按照运行的类型，可以在高高水位和低低水位间变化：低低水位时的水容积为56 m3（有报警信号）。
此时，如果不能用新的给水向水箱供水，则必须立即手动停运MAFP（ASG 001/002 PO）及TAFP（ASG 003/004 PO），否则接着就可能发生泵的汽蚀；低水位时的水容积为525 m3，对应于由热停堆向冷停堆过渡所必需的有效安全压头（有报警信号）；高水位时的水容积为790 m3，对应于正常的贮水量，可提供额定有效压头。
高高水位时停止充水。
ASG 001 BA的充水及补水水源有：—CEX系统。
这是第一选择水源。
应尽可能从另一机组的凝结水抽取泵的CEX 连接口，或者从本机组（若CEX可以运行）向水箱充水或补水。
这种操作方法的好处是比较快，而且留下除氧器供可能出现的REA需求时使用。
—SER的水经除氧器除气后向水箱供水。
核电厂辅助给水系统控制方案设计研究
核电厂辅助给水系统控制方案设计研究鲁超【期刊名称】《自动化博览》【年(卷),期】2015(0)8【摘要】Auxiliary water supply system is an important system in the design of safety facilities of nuclear power station. The common causefault of software and the power plant station blackout are two key factors for control system of ASG. So in the design of the control system, in orderto deal with the two failure factors, the control strategy of diversity and emergency power supply are respectively adopted. Through analysis diversity control strategy is an effect method to prevent the failure of the safety functions resulting from software common cause failure which meets single failure criterion. In the case of station blackout, it is necessary to provide emergency power supply for control system of the starting ASG, and ensure the system safety functions workable.%辅助给水系统（ASG）是核电厂专设安全设施中重要的系统。
核电英文缩写
化学和容积控制系统（RCV，Chemical and volume control system ）
反应堆硼和水补给系统（REA）
余热排出系统（RRA）
反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）
反应堆冷却剂系统（RCP，Reactor Coolant System）
汽机控制系统(GRE)
汽机保护系统(GSE)
汽机旁路系统(GCT)
除氧器系统(ADG)
汽动给水泵系统(APP)
电动给水泵系统(APA)
给水流量控制(ARE)
核岛安全设施辅助给水系统（ASG）
主蒸汽系统（VVP）：将蒸汽发生器产生的主蒸汽送往常规岛各系统。
涉及常规岛部分的与主蒸汽系统相关的管道。
高压给水加热器系统（AHP）：汽机回热系统的一部分，通过抽汽来加热给水、收集来自汽水分离再热器的疏水和收集汽侧不可凝结气体并逐级排放至除氧器。
给水流量控制系统（ARE）：向蒸汽发生器供应给水，使蒸汽发生器二次侧的水位保持在一个基准值。
电动给水泵系统（APA）：是在各种运行工况，通过高压给水系统，从除氧器连续地向蒸汽发生器供应给水系统。
启动给水泵系统（APD）：是仅在机组启动和反应堆冷却系统加热、热停堆或使反应堆冷却剂系统冷却至堆芯余热排出系统可以投入运行的程度时投运的系统。
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§1.3.4 辅助给水系统（ASG）
一．A SG的功能
1．正常功能
ASG为失去主给水供应时向SG二次侧提供给水的后备系统。
在下列情况下ASG可代替主给水系统ARE：
—反应堆启动和RCP升温；
—热停堆；
—向冷停堆过渡，RRA投运之前。
此外，ASG的电动泵用于SG二次侧的充水和保持水位（初次充水和冷停堆后的再充水），ASG的除氧器装置用于向ASG和REA系统的贮水箱供应除盐、除氧水。
2．安全功能
当正常给水系统（CVI,CEX,ABP,ARE）之一失效时，ASG投入运行，以排除堆芯余热，直到达到RRA可投运的状态为止。
余热通过GCT排放。
二．系统描述
辅助给水系统（ASG）的主要设备是：贮水箱，泵子系统,带有流量调节的给水管路和除气设备。
1．辅助给水贮存箱ASG 001 BA的特性
ASG 001 BA的顶部是以氮气覆盖的，压力维持在表压0.01-0.012MPa之间。
该水箱的温度通常由除氧器保持在7℃--50℃之间，当温度低于7℃时有低温报警，当温度高于50℃时有高温报警。
ASG 001 BA的水位是不进行控制的，按照运行的类型，可以在高高水位和低低水位间变化：
低低水位时的水容积为56 m3（有报警信号）。
此时，如果不能用新的给水向水箱供水，则必须立即手动停运MAFP（ASG 001/002 PO）及TAFP（ASG 003/004 PO），否则接着就可能发生泵的汽蚀；
低水位时的水容积为525 m3，对应于由热停堆向冷停堆过渡所必需的有效安全压头（有报警信号）；
高水位时的水容积为790 m3，对应于正常的贮水量，可提供额定有效压头。
高高水位
时停止充水。
ASG 001 BA的充水及补水水源有：
—CEX系统。
这是第一选择水源。
应尽可能从另一机组的凝结水抽取泵的CEX 连接口，或者从本机组（若CEX可以运行）向水箱充水或补水。
这种操作方
法的好处是比较快，而且留下除氧器供可能出现的REA需求时使用。
—SER的水经除氧器除气后向水箱供水。
-- SER的水直接向水箱供水。
这种情况仅适用于比较紧急的工况。
* 包括前面提到的破口隔离前的时间。
* 包括前面提到的经过破口流失的水容积。
2．辅助给水系统是压水堆核电厂专设安全设施之一。
为满足单一故障准则，ASG系统设计有两个系列，每个系列各有一台电动泵和一台汽动泵，容量均为100%（相对于一台
蒸汽发生器），流量各为91m3/h,每台泵的出口个有一个小流量隔离阀和一个给水流量调节阀，正常时这两个阀是全开的。
当有ASG的启动命令时，启动泵的同时还发出开启流量调节阀的命令，ASG起动后，可以在主控或远距离停堆盘上手动操纵流量调节阀，以控制蒸发器的水位。
A列和B列有连接管线，使A列和B列可以相互备用。
正常时是隔离的，当某一列失效时，开启连接阀，由另外一列向两台蒸发器供水。
3．ASG系统还有一台除氧器，是两台机组公用。
用于ASG001BA的初次充水和补水，也用于REA001/002BA的初次充水和补水。
除氧装置能使ASG给水中溶解氧的总含量保持在0.1ppm以下。
三．ASG启动信号的产生
为便于下面的叙述，首先说明几个缩写符号的意思。
他们是：
MFP：电动主给水泵，即APA系统的泵；
TAFP：汽动辅助给水泵；
MAFP：电动辅助给水泵。
1．安注信号
安注信号直接启动两台MAFP。
同时,安注信号使MFP跳闸并且隔离ARE的主阀和旁路阀。
MFP的跳闸信号（延时5S）确认两台MAFP的启动。
2．某台蒸汽发生器高高水位（P14 出现）
当蒸汽发生器水位太高时，旋叶式分离器及干燥器将无法正常工作，蒸汽可能带水进入汽轮机，导致汽轮机叶片损坏。
当蒸汽发生器水位达到窄量程75%时，出现P14信号，触发汽机脱扣，MFP跳闸和ARE的主阀及旁路阀关闭等。
主给水泵的跳闸信号（5S后）将触发两台MAFP启动。
3．MFP跳闸
来自给水回路的信号引起MFP的跳闸。
在确认MFP跳闸之后，两台MAFP将自动启动。
4．LGA/LGB母线电压低
当LGA/LGB电源丧失时，凝结水泵停转，则一回路的过热将很严重。
电压降低是通过对凝结水泵供电系统母线（LGA,LGB）的测量而获得的。
如果凝结水泵的供电母线失电（U=0.65Un），一定时间延迟（6s）后，两台MAFP启动。
5．主泵转速低低
主泵供电母线失电后，转速将降低，由于主泵惯性飞轮的存在和自然循环的作用，一回路冷却剂流量将维持一定的时间，为了疏导余热，需要继续维持蒸汽发生器的给水。
如果堆功率≤10%RP，这一事故不会对机组产生危害。
ATWT
SG1SG1SG2SG2P7 图一 辅助给水启动系统逻辑图
6． 某台蒸汽发生器水位低低
例如主给水泵的跳闸或凝结水泵的丢失等等这样的正常给水丧失事故下，蒸汽发生器的导热能力下降。
表征蒸汽发生器导热能力的参数可以是其水位或者其给水流量，因此当某台蒸汽发生器水位低低（窄量程15%）信号出现后，延时8分钟，两台MAFP 及两台TAFP 将自动启动。
7． 某台蒸汽发生器水位低低且其给水流量低 此信号出现时，立即启动两台MAFP 及两台TAFP 。
8． ATWT 信号
ATWT 又称ATWS ，意味未能紧急停堆的预期瞬变（Anticipated Transient Without Trip/Scram ）。
该信号是两个信号的组合，一个是两台蒸汽发生器给水流量低信号，一个是中间量程测得的堆功率＞30%RP 信号。
ATWT 信号出现后，启动两台MAFP 和两台TAFP 。
ATWT 信号除可触发ASG 启动外，可触发紧急停堆、汽机脱扣和闭锁GCT 第三组排放阀的开启。