核电厂常规岛供水系统
红沿河核电厂常规岛设备冷却水系统设计改进方案
冷 却器 及汽 轮发 电机辅 助设 备 的冷却 器 ，其 中后者
所需 冷 却水量 占总水量 的 ８ ９ ７ ７ 一 ） ， 女， 广西贵港人 ， 工 程 师
第 ｌ 期
何菊侃 ： 红 沿 河 核 电 厂 常规 岛设 备 冷 却 水 系 统 设 计 改 进 方案
１ ９
温 度 下降 导致 的换热 器换 热 能力偏 高 的效 应 ，在换 热器 Ｓ Ｅ Ｎ侧旁 通一 部 分流 量 ， 并 通过 电动调 节 阀调 节 进入 换热 器 的冷却 流量 ，使 得换 热器 的换热 能力 与Ｓ Ｒ Ｉ 用户 实 际热负 荷相 匹配 。 该 方 案 的缺点 是 ： 换
侧） 是 海 水 。换 热 器 的冷 却水 源 为海水 ， 海水 流 经换 热器 把 高温设 备 冷却水 的热量带 走 ， 最终 流 回大海 。
海水 由 Ｓ Ｅ Ｎ系统提 供 。 １ ． ２ 设备 对冷 却水 温的 要求 红 沿河核 电厂 １ 号 机组 的核 岛设 备冷 却水 系统 于２ ０ １ １年 １月份 调试 ， 期 间出现 结冰 现象 。 与核 岛
常规 岛设 备冷 却水 系统 是大 型压 水堆 核 电厂 中
一
个必 不 可少 的系 统 。其功 能是 为常 规 岛设备 提 供
冷却 水 ， 将 设备 运 转产 生 的热量 导 出 ， 保证 设备 的安 全运 行 。红沿 河核 电厂 常规 岛设 备冷 却水 是 闭式 循 环 的， 闭 式循 环 冷 却 水 热交 换 器 （ 以下 简称 换 热 器 ）
备冷 却 水 同样存 在结 冰的 可能 ， 影 响 系统安 全 运行 ；
１ 系 统 设 计 介 绍
１ ． １ 系统 组成 及流 程ｌ ’ 】
核电厂常规岛凝泵机封冷却水系统改造探讨
核电厂常规岛凝泵机封冷却水系统改造探讨作者：任旭东来源：《现代企业文化》2019年第23期中图分类号：TM623 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2019）8-190-01摘要核电厂常规岛凝结水泵会在真空条件下运行，这就对轴密封提出了更高的要求，需要采用更安全可靠的轴密封方式。
本文对核电机组凝泵机封使用过程中存在的问题进行分析，并对如何进行密封冷却水系统改造进行探讨。
关键词核电厂常规岛凝结水泵凝结水泵机封冷却串联机械密封正常工作情况下，凝结水泵入口部位处于负压状态，出口则为正压来输送凝结水。
如果在备用情况下，凝结水泵则全部呈现出负压状态，为避免在运行工况下外部气内进入到泵体内部，使得凝结水溶氧量超过标准范围，需要采用性能可靠轴端密封。
一、串联机械密封在凝结水泵中的应用该密封采用两组相同方向设置的单端面机械密封来实现串联。
此密封装置内部设置有密封腔体，可以使密封压力按着密封等级不断减小，可以更好地避免产生介质泄漏。
一级密封为临近介质侧的主密封，把具备较高压力的润滑油注入到承受较大的压力的密封腔内，可以隔离凝结泵中运行介质，形成可以进行润滑的密封面。
二级密封临近大气侧，起到副密封作用，把压力较低的缓冲液注入到密封腔体中，可以对主密封静端盖起到很好的冷却保和外部的空气进行隔离的作用。
辅助密封系统作用到凝结水泵上部，采用具備较高压力凝结水来对主密封进行冲洗来达到冷却的目的，并用除盐水来实现与外部空气的隔离。
特别是在凝结水泵为备用状态时，主密封没有通入冲洗冷却水，完全依赖副密封内的缓冲液来保证泵体内的负压状态，从而实现与外部的隔离和密封。
某核电厂常规岛凝结水泵采用串联机械密封方式后，解决了原来的凝结水损耗变大，严重的漏气问题。
二、核电机组凝泵机封使用过程中存在的问题（一）核电机组凝泵结构和轴密封某核电厂常规岛凝结水泵是一种多级泵，轴密封设计为串联机械密封方式，主密封利用泵体出口具备较高压力的凝结水来过行冲洗来实现冷却，冲洗冷却后的水会经过节流套来到前部的平衡腔中，凝结泵入口采用平衡管线与平衡腔进行连接，腔室中压力与泵体入口压力保持一致。
常规岛气压供水系统JPH浅析
常规岛气压供水系统JPH浅析张涛摘要常规岛气压供水系统JPH在秦二厂扩建机组运行以来发生过多次运行事件，造成了一定影响和后果。
本文主要对系统功能，运行方式、重要仪表的使用和简单控制原理来进行介绍，通过对典型运行事件的故障原因进行分析，提出实际工作中应采取的应对措施。
关键词常规岛气压供水系统；事件；异常处理及分析中图分类号:TM623.1文献标识码:ADOI：10.19694/ki.issn2095-2457.2020.15.055张涛中核核电运行管理有限公司二厂运行四处(嘉兴314000)常规岛气压供水系统简称JPH系统，该系统位于3号机组常规岛0m厂房内，该系统与消防水分配系统(JPD)相连接，正常状态下维持消防管网的压力1.0~1.05MPa，避免了消防水生产系统的JPP泵由于消防管网的微小泄漏而频繁启动运行；在厂房发生火灾时，为初期灭火提供12m3的消防用水量，确保初期灭火的有效性和为JPP系统投入争取时间。
1系统组成、工作原理和运行方式1.1系统组成该系统主要有一个20m3的消防补水箱，由SEP生活水作为补水水源，还有3个气压罐和2个补气罐和2台补水泵和2台补气泵及一个就地控制柜。
1.2系统工作原理系统中的3只气压罐下部充水，上部充空气。
罐内设定有以下定值：稳压高水位H4：为补水泵停运信号。
该信号具备记忆功能，水位高出现以后，一直保持，直到水位低出现后该信号被复位。
稳压低水位H3（即消防高水位）：为补水泵启动信号。
该信号具备记忆功能，水位低出现以后，一直保持，直到水位高出现后该信号被复位。
稳压高水压P4:上升至稳压高水压P4时停泵。
稳压低水压P3（即消防供水高水压）:补气泵启动信号，使罐内水压、气压上升。
消防供水低水压P2:压力低（0.85MPa）用于产生“消防运行”信号，此时补水泵、补气泵均停运，电磁阀关闭。
灭火时由于消防流量大，管网压力下降更大，气压罐将会继续向消防管网供水，直至消防低水位和消防供水低水压。
核电厂常规岛气压供水系统启动优化技术分析
核电厂常规岛气压供水系统启动优化技术分析发布时间：2023-03-06T02:42:01.993Z 来源：《中国科技信息》2022年第10月19期作者：支磊涛[导读] 核电厂常规岛气压供水系统作为核电厂双机组公用系统，用于维持机组消防管网水压稳定支磊涛福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：核电厂常规岛气压供水系统作为核电厂双机组公用系统，用于维持机组消防管网水压稳定，在发生火灾的情况下，当消防管网中水压下降到一定值时，消防泵启动。
正常情况下，常规岛气压供水系统维持消防水管网的压力，维持管网压力处于1.12MPa.g左右。
在常规岛气压供水系统检修期间，其稳定消防管网压力稳定的功能将不可用。
本文分析了优化系统检修后启动方法，从而尽快恢复其消防管网稳压功能。
关键词：气压供水系统，压力稳定，启动优化；1.研究背景及意义核电厂配置了消防水分配系统，用于保障电厂各个厂房系统和设备的消防安全。
在日常期间，因执行消防相关系统的定期试验，消防管网边界微小的外漏，或雨淋阀停运和投运过程的消防水消耗，将导致消防水的少量流失，造成消防管网压力降低。
设计上，这种预期的少量消防水消耗，不应导致消防水泵频繁启动，而常规岛气压供水系统则补偿了这种少量消耗。
常规岛气压供水系统作为核电厂双机组公用系统，用于维持机组消防管网水压稳定，在发生火灾的情况下，当消防管网中水压下降到一定值时，消防泵启动。
正常情况下，常规岛气压供水系统维持消防水管网的压力，维持管网压力处于1.12MPa.g左右。
由于常规岛气压供水系统对于核电站消防的重要性，要尽量缩短全停检修工期和启动时间。
本文以某电厂双机组公用的常规岛气压供水系统检修后的快速启动经验为例，分析系统启动优化措施，减少系统的不可用时间。
2.常规岛气压供水系统组成1）气压罐气压罐共计四台，每一台气压罐都存在水空间和其空间，水空间体积大约4.5m3，因此四台气压罐能提供消防初期约18m3的有效水量，设计压力为1.6MPa。
核岛、常规岛、BOP主要结构
核岛；中文名称：核岛英文名称：nuclear island，NI定义：核电厂中核蒸汽供应系统及其配套设施和它们所在厂房的总称。
主要包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房(含应急柴油发电机厂房)等。
核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称。
核岛的主要功能是利用核裂变能产生蒸汽。
核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等核蒸汽供应系统核蒸汽供应系统由一回路（反应堆冷却剂循环系统）及与一回路相连接的系统所组成。
一回路的主要设备有反应堆堆心、压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主循环泵及管道。
一回路中冷却剂(高温高压的水流)的主要作用是将反应堆堆心产生的热量带到蒸汽发生器，传给二回路，生产蒸汽；在一回路水中加入硼酸，用来控制反应性的慢变化；用稳压器维持一回路压力的稳定和补偿水在冷态和热态时的体积变化。
与一回路相联的系统包括化学和容积控制系统、反应堆安全注射系统和余热冷却系统。
化学和容积控制系统的主要作用是维持一回路所需要的水量;调节溶解在冷却水中的硼酸浓度,以控制反应堆的反应性；对水进行净化处理，除去水中的裂变产物和腐蚀产物；给一回路的水加入腐蚀抑制剂和各种化学添加剂。
反应堆安全注射系统的主要作用是当一回路发生失水(例如,一回路管道发生大破裂而引起大泄漏)时,安全注射系统就作为安全给水系统。
它主要由高压注射部分、安全注射箱和低压注射部分组成。
前者于中等失水时起动，后者于大量失水时起动。
安全注射箱通过两个逆止阀和一个隔断阀与一回路相连，起安全注射作用。
这几部分协同工作即能保证堆心的冷却，并可使反应堆停堆。
核反应堆停堆后，燃料元件因裂变产物的衰变而发热，余热冷却系统的作用是带走这部分热量。
它主要由热交换装置、循环泵和阀门等组成，用于停堆、更换燃料以及一回路系统发生大量泄漏事故时带走热量，冷却堆心。
安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统由两条独立的管线组成。
核电厂常规岛闭式冷却水系统换热模拟
核电厂常规岛闭式冷却水系统换热模拟发布时间：2021-02-03T06:10:03.627Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年24期作者：吴松畔张欣王冲[导读] 常规岛闭式冷却水系统主要为汽轮机厂房内设备提供冷却水。
华龙国际核电技术有限公司北京市 100080摘要：常规岛闭式冷却水系统主要为汽轮机厂房内设备提供冷却水。
在冬季闭式冷却水温度低，一些用户对冷却介质有温度要求，通常通过安装在热交换器旁路管道上的温度调节阀来控制流经热交换器的流量，以保持冷却介质的温度不低于整定值。
本文以某核电站冬季闭式冷却水系统及辅助冷却水系统相关参数为依据，建立闭式冷却水系统换热模型，研究热交换器旁路的防止冷却介质温度过低的效果。
关键词：闭式冷却水；热交换器；旁路；调节阀前言闭式冷却水系统的主要功能是为常规岛设备的冷却器提供冷却水，还向辅助给水系统除氧器及PX泵房提供冷却水，带走辅助设备排出的热量，并通过本系统的热交换器将这些热量排至辅助冷却水系统的海水中。
闭式冷却水低温时，大量冷却水将不通过热交换器，而直接经过调节阀旁路管道，把闭式冷却水温恢复到正常值。
而热交换器还有一条蝶阀旁路管道，正常运行时，蝶阀应处于关闭状态，其作为备用旁路，当调节阀故障时，蝶阀开启，把闭式冷却水温恢复到正常值。
1.闭式冷却水系统建模根据某核电站现场运行参数建模，其中包括换热器及其旁路各阀门开度、闭式冷却水系统的总流量、热交换器进出口母管温度、热交换器进出口母管压力等信息。
利用FLOWMASTER软件对闭式冷却水系统进行模拟，选择稳态传热模式，在闭式冷却水泵入口设置压力源用以模拟高位水箱，调节阀后设置阻力元件用以模拟调节阀的阻力，在冷却用户换热管上设置阻力模型用以模拟冷却用户的阻力，冷却用户换热管定义为散热管道，具体模型如下：1/10—闭式冷却水泵入口压力源 2—闭式冷却水泵 3—热交换器管路阀门 4—热交换器 5—热交换器旁路调节阀 6—调节阀阻力元件7—热交换器旁路蝶阀 8—冷却用户阻力元件 9—冷却用户换热管 11—辅助冷却水流量边界 12—辅助冷却水压力边界模型中各主要参数的确定原则如下：闭式冷却水泵的参数（1）通过与闭式冷却水泵的厂家沟通，得到了泵的流量与扬程的变化关系曲线，通过调整冷却用户、热交换器、调节阀等元件阻力，使泵处于现场运行的流量状态。
核电站常规岛支持系统
常规岛电气系统
2、380VAC系统 • 包括LKF、LKP、LKQ、LKR、LKT、LKU、 LLP等母线。 • 为常规岛的泵、风机、电机、控制柜等供 电。
常规岛电气系统
3、220VAC不间断电源 • 包括LNQ和LNR。
• 3号、4号机组设置了一台逆变器、一台整流器（充电器） 和一台旁路变压器。整流器的电源有两个，一路为 LAB220V直流电源，另一路为LLP经过充电器直接供应。 旁路变压器和逆变器之间实现快速的切换。 • 正常运行时主要负荷电流通过充电器向逆变器供电，逆变 后形成符合要求的220V交流控制电源，充电器故障情况 下从LAB220V直流向逆变器提供电源，LAB系统带有蓄电 池。逆变器故障情况下通过静态开关切换到旁路变压器供 电，确保负荷的不间断供电。向旁路的切换可以手动切换， 也可以实现自动切换。
常规岛用水
SER的常规岛用户： • 1、9ASG043MP平衡罐补水； • 2、通过9ASG为ASG001BA补水（包括通过9ASG001DZ 除氧和不通过9ASG001DZ除氧）； • 3、CVI真空泵工作介质补水； • 4、CEX系统补水（补给凝气器）及凝气器的喉部密封水 补水； • 5、APG倒U型管补水； • 6、CAR系统备用水； • 7、SIT系统用冷却水； • 8、STR系统辅助蒸汽除氧器的补水； • 9、SES系统的冷冻水、冷却水及热水系统补水；
常规岛电气系统
4、220VDC • LAB电源：LKF、LLP和蓄电池 • LAB用户：LNQ/R、GGR004PO（直流事 故油泵）、GHE003/005PO（空侧、氢侧 直流密封油泵）、GSY001CR（发电机断 路器电机）等。
常规岛用气
仪表用压缩空气分配系统（SAR）
• 组成：包括101/102/103/104BA等储气罐和若干干燥器、 阀门、仪表、管道等。 • 主要用户：GCT调节阀、抽汽逆止阀、疏水调节阀等等常 规岛所有气动阀；还有GRV发电机氢气置换用、ATE系统 控制用气、发电机出口母线微正压装置、汽机盘车装置等。
CPR1000核电厂重要厂用水系统管道的安装
CPR1000核电厂重要厂用水系统管道的安装在CPR1000核电厂中，重要厂用水系统（SEC）是一个开式循环系统，流动介质为海水，通过海水冷却设备冷却水系统（RRI）并联的RRI/SEC板式换热器，将收集的热负荷输送到最终热阱-大海[1]。
每台机组的SEC系统由两个独立的且实体分隔的冗余系列组成，每个系列有100%的容量，并且由相应的柴油机厂房应急电源供电，以保证系统在失去一次侧冷却、失去外电源等事故下能正常地运行，从而保障核电厂的正常运行。
为了抵御天然海水的腐蚀性，重要厂用水系统主要采用阴极保护碳钢管、氯丁橡胶衬胶管、环氧树脂玻璃纤维管等管道，这三类管道相比普通钢质管道均有自己独特的安装特点，要使系统达到设计的防腐要求，从施工层面来说，首先必须掌握其正确的安装方法。
下面对其安装要点进行简要分析与总结。
标签：CPR1000核电厂；管道系统；安装要点1 阴极保护碳钢管道的安装SEC系统采用的是外加电流阴极保护，保护系统由辅助阳极、参比电极、连接电缆等附件组成。
阴极保护管电极基座的辅助阳极与参比电极基座采用焊接的方式连接到SEC管道上，电极通过螺纹连接在基座上，辅助阳极应安装在管道水平中心线远离墙的一侧，电极与SEC管道垂直。
参比电极位于相邻两个辅助阳极之间，与辅助阳极在管道的同一侧，也与管道垂直，当辅助阳极遇到焊口、支架等，不能在定位点安装时，可在100mm的范围内移动电极安装位置，其它电极也需要相应调整，以保证两个相邻辅助阳极的间距不大于 5.6m。
但是，位于支架正上方的阳极焊接座须焊接在管道顶面。
在阴极保护系统中，被保护管道应与板式热交换器进出口衬胶管道实行电绝缘，以免保护电流流失。
在冷凝器进出口处，要在原法兰的基础上加绝缘套件实现绝缘，即对原设计的法兰进行改造，将原紧固螺栓由M33减少到M32，将原设计紧固螺栓加长，增加绝缘套管和垫片实现绝缘。
阴极保护碳钢管道内壁须采用防腐涂层进行防腐保护，因油漆的性能取决于表面处理的程度，所有待涂覆的表面均应清洁、干燥、无污染，无可见的油漆、污垢，并且没有附着不牢的氧化皮、铁锈与油漆涂层等附着物。
浅析核电厂常规岛系统首次启动的冲洗和供水
浅析核电厂常规岛系统首次启动的冲洗和供水摘要：核电厂常规岛工艺回路的冲洗，成为耗时耗工的工作。
核电厂常规岛工艺回路的设计以凝结水供应系统（DCS）向外发散多路冲洗管线。
如DCS系统至除氧器（DE）、DCS系统至高压加热器系统（HP）等。
但由于首次启动，冲洗几乎针对常规岛所有的系统。
本文从常规岛系统首次启动为例，分析在不同的情况下各种冲洗和供水方案的可行性和合理性。
关键词：冲洗；供水；水质；净化1 引言核电厂二回路系统的水质控制与关键重要设备蒸汽发生器的运行寿命有着密切的关系，随着核电厂二回路系统水化学管理的不断改进，二回路系统的水质不断改善。
这些管理改进主要体现在管理理念的改变，二回路系统高AVT（全会法处理方式）处理、对凝结水精处理装置的优化运行以及大修及启动过程的严格控制等。
二回路水化学的改善确保了蒸汽发生器传热管的结构完整性。
压水堆核电站二回路系统化学控制的主要目的是减少二回路系统的腐蚀，保证二回路系统设备特别是蒸汽发生器结构材料的完整性，提高核电站的运行安全性和可利用率。
WANO化学性能指标的计算选取的参数就是二回路系统的六个控制参数，由此也可以看出二回路系统化学控制的重要性。
2 二回路系统的冲洗由于常规岛设计上以DCS系统为源向各系统发散提供各供水管线；另外，常规岛除盐水系统（DDT）几乎可以向每个常规岛水箱单独补水，因此常规岛回路的冲洗的形式也多样化。
常规岛的汽侧由于没有布置冲洗管线，涉及上汽侧不能冲洗。
汽侧的冲洗一般在机组并网之后，利用将疏水切至凝汽器，用凝汽器的磁性过滤器和凝结水精处理净化床进行处理。
2.1 二回路水侧冲洗2.1.1 方式一，DCS和DE为源，单独冲洗该方式主要是利用DDT系统可以单独向凝汽器和除氧器供水，再通过凝汽器和除氧器向下级的各系统供水进行冲洗。
其具体冲洗路径为：①凝汽器通过凝结水泵向低压加热器系统（LP）供水，再由LP系统返回到凝汽器。
②凝汽器通过凝结水泵向高压加热器系统（HP）供水，再由主给水系统（DFS）返回到凝汽器。
核电厂常规岛管道和沟渠
核电厂常规岛管道和沟渠1、补给水总管的条数，应根据发电厂的规划容量和水源情况确定，宜采用2条总管，可根据工程具体情况分期建设。
单根管道过流量不应低于总补给水量的7 0％。
2、补给水管路应根据管道布置、地形条件等情况，对长距离输水管道系统进行水锤计算，并应采取防护措施。
3、选择输水管、沟路线时，应缩短管沟长度、减少穿越障碍物、方便施工和运行维护，并应避开地形、地质不利地段。
4、冷却水进排水管、排水沟的经济断面，应根据系统优化计算及结构、布置等要求确定。
5、核电厂常规岛直流冷却水取水明渠设计，应符合下列规定：（1）取水明渠导流堤具有导流、挡沙功能时，堤顶标高应采用50年一遇高水位加0.5m～1.0m超高，越浪量可不作控制要求。
当导流堤兼具拦污、隔热功能时，堤顶标高应采用50年一遇高水位组合重现期50年、波列累积频率4％波高，并应加0.5m～1.0m超高。
（2）取水明渠防波堤堤顶标高应采用100年一遇高水位设计，设计波浪应采用重现期100年、波列累积频率1％波高，并应符合下列规定：1)在越浪不影响泵房前池波动时，堤顶可越浪；2)在越浪影响泵房前池波动时，允许越浪量可按堤顶越浪后波高在水泵房前池不大于0.5m确定；3)当水泵房设置消浪设施时，堤顶越浪后允许波高应综合论证确定；4)当明渠防波堤承担厂区防洪功能时，应采用设计基准洪水位作为验证高水位，同时波浪应采用可能最大台风浪。
（3）常规取水明渠内底标高应按保证率97％低水位设计、保证率99％低水位校核，并应预留备淤深度。
当取水明渠兼顾重要厂用水取水功能时，明渠内底标高设计应同时满足重要厂用水系统的取水要求。
（4）在平均潮位下，取水明渠口门进水流速宜根据平均潮流流速确定，不宜高于0.6m／s。
（5）取水明渠宜在口门设置拦船、拦污设施。
（6）当取水明渠防波堤具有核岛区防洪安全功能时，取水明渠防波堤应为安全级构筑物、抗震Ⅰ类物项，并应按SL-1、SL-2地震动设计，必要时应进行振动台模型试验。
浅析某核电站给水系统
浅析某核电站给水系统近年来，我国在能源领域取得了重要的进展和成就，其中核能发电行业的发展也备受关注。
核电站是大型的工业设施，其运行需要涉及许多方面的工程技术和管理措施。
在核电站系统中，给水系统是一个重要组成部分，负责为发电机组提供冷却水、锅炉给水等，保障核电站稳定运行。
本文将从给水系统的构成、工作原理、维护管理等方面进行分析和探讨。
一、给水系统构成给水系统是一个复杂的系统，主要包括水泵、水箱、过滤器、背压阀、调节阀、自动化控制系统等组成。
其中，水泵是系统的心脏，它不断地向管路输送水源，保证稳流和足够的水压力。
水箱是水源的储存地，水箱顶一般设有溢流口和排气口，以防止水箱水位过高或过低。
过滤器是保证系统水质的重要设备，它可以过滤水中的杂质和悬浮物，保证系统运行的稳定性和安全性。
背压阀是为了保证系统水压在一定范围内，锅炉调节阀则可对系统水流进行控制和调节，以保证锅炉运行的稳定性。
在日常运行中，自动化控制系统可通过监测数据来进行判断和调整，以保证整个系统的协调和稳定。
二、给水系统工作原理给水系统主要的工作原理是将水源输送到锅炉中，为锅炉提供足够的水量和水压力，从而实现锅炉的稳定运行。
在运行中，水泵在吸水启动后，将水源从水箱中抽取，通过管道输送到锅炉，同时背压阀起到控制水压和保证稳定流量的作用。
经过锅炉加热后的水蒸气将产生动力，驱动涡轮发电机转动以产生电力。
水泵再将发电机冷却水流回水箱中，循环利用。
三、给水系统维护管理给水系统的正常运行对于核电站安全运行至关重要，因此，对于系统的维护管理应该做到以下几点：1. 定期进行系统的检查：在系统运行过程中，需要定期进行检查，监测系统的水质、水位、压力等，以及检查管道、水箱、过滤器等设备是否正常运行。
2. 定期进行设备维护：对于重要设备如水泵、过滤器等，需要进行定期的维护，更换磨损部件，清洗管路等，以确保设备的正常运行。
3. 及时进行故障排除：当系统出现故障时，应该及时排除，防止发展成大问题，对于重要设备的故障，需要及时召唤维修人员进行处理。
《核电厂蒸汽动力转换系统》第3章(常规岛辅助系统)第03节-开式循环冷却水系统
1 开式循环冷却水系统功能
系统主要功能
开式循环冷却水系统（OWS）向汽机房闭式冷却水系统 （TCS）提供冷却水，通过板式水-水热交换器带走汽机房闭 式冷却水系统排出的热量，并将热量通过循环水系统（CWS） 的排水沟排到海水中。
2 开式循环冷却水系统描述
系统描述
开式循环冷却水系统是循环水系统的一个分支。冷却水由两 根循环水供水管提供，经过3台开式冷却水泵，2台自动清洗 滤水器，进入3台板式水-水热交换器，然后排放进循环水排 水管道。
自动清洗滤水器由控制装置实现自动清洗功能，清洗周期的 持续时间可调。
OWS泵联锁条件
状态 允许启动
自动启动 允许停止 自动停运 水泵跳闸
满足条件 任意一台 CWP 正在运行 CWP 出口阀完全打开 运行列跳闸 系统压力低 —— 循环水泵停运 循环水泵出口阀门未全开 ——
目的 确认循环水供给正常
备用泵做备用
自动清洗滤水器
自动清洗滤水器为立式结构，采用分隔旋转滤网，下筒体与 滤网表面形成导流区域，能反冲洗排污。
仪表和控制
每台开式冷却水泵的进出口都设有压力表，开式冷却水泵出 口母管上装有温度检测元件，压力表和压力开关，压力开关 用于联锁启动备用泵。自动清洗滤水器还设有差压计，用于 报警。水-水热交换器出口均装有温度检测元件和压力表， 用于显示水-水热交换器的工作状况。
性能参数
3列 3600 m3/h 0.86 MPa.g 35℃ 40℃
3 MLH500×450QS 卧式分离、单螺旋、双吸离心泵 23m 1800m3/h 5m 1000rpm 160kW
电动自清洗式 2 400 m3/h
谢谢
第三节 开式循环冷却水系统
主要内容
➢ 3.1 系统功能 ➢ 3.2 系统描述 ➢ 3.3 主要设备结构及工作原理 ➢ 3.4 系统运行 ➢ 3.5 主要技术参数
核岛主要核二、三级水泵介绍
反应性控制
反应性控制指控制硼的浓度
化容系统4个辅助功能
为主泵提供轴封水
向三台主泵提供5.4 m3/h轴封水，其中3×0.68 m3/h
注入1号轴封。3×1.12 m3/h经主泵热屏进入一回路
主泵不能运行时，为稳压器提供辅助喷淋水
9.5m3/h ，此时要关闭上充回路
一回路处于单相时压力控制
一回路辅助系统用泵 余热排出泵
反应堆从热停转入冷停 主回路160~180℃，2.4~3.0MPa，投入 启一台RRA泵温升60 ℃停运，30秒后启 另一台RRA泵，交替运行 温度、压力、硼浓度与主回路一致时并 入，控制主回路温降<28 ℃/h
一回路辅助系统用泵 余热排出泵 反应堆从冷停转入热停 控制主回路温升<28 ℃/h 主回路160~180℃，2.4~3.0MPa，退出 启一台RRA泵温降60 ℃停运，30秒后启 另一台RRA泵，交替运行
1TEP001PO，2TEP002PO 前贮槽循环供料泵(屏) 1TEP003PO，2TEP004PO 除气塔疏水泵(屏) DEL001~002PO 冷冻水循环泵
反应堆冷却剂系统
反应堆冷却剂系统
一回路三个环路
一回路三个环路水泵
一回路三个环路
位于反应堆压力容器出口和蒸汽发生器 入口之间的管道称为热段； 主泵和反应堆压力容器入口之间的管道 称为冷段； 蒸汽发生器与主泵之间的管道称为过渡 段。
4.75MPa(a) 180℃ 910m3/h 77m 待考
一回路辅助系统用泵 余热排出泵
系统联接 2台泵从2环路热段吸水，母管汇至冷却器并 母管汇出，经1、3环路冷段注入。 冷却器后母管与泵入口母管间有常开最小流 量管线 与化容系统联接，从泵出口去，入口回 泵入口母管接PTR入口，冷却器后母管接PTR 出口。在RRA故障时，由PTR可做RRA的应 急备用（PTR002PO）。
核电厂三回路循环水系统设备
1、作用
闸门是用来关闭、开启或者局部开启水工建 筑物中过水孔口的活动结构。其主要作用是 控制水位、调节流量。闸门是水工建筑物的 重要组成部分，它的安全与适用，在很大程 度影响着整个水工建筑物的原行效果。
核电厂三回路循环水系统设备
二、三回路系统主要设备
（一）钢闸门
2、闸门的类型 （1）按闸门的工作性质可分为：
核电厂三回路系统设备
核电厂三回路循环水系统设备
一、三回路系统介绍
本文背景：高温堆、循环水排入大海
核电厂三回路循环水系统设备
一、三回路系统介绍
作用：是核电站的最终热阱，排出一回路和二回路的热量， 确保一回路和二回路安全运行。
对一回路：在正常或事故工况下都能用海水导出SEC(重要厂 用水系统)的热量（大亚湾核岛重要生水泵为安全三级） ，高温堆无此功能。
核电厂三回路循环水系统设备
（六）胶球清洗系统
核电厂三回路循环水系统设备
二、三回路系统主要设备
（六）胶球清洗系统-收球网
SD型-活动格栅 单板型收球网
SF型-活动格栅 分流型收球网
SL型-活动格栅 漏斗型收球网
核电厂三回路循环水系统设备
核电厂三回路循环水系统设备
（二）三回路系统流程图1-前池及循环水泵房
核电厂三回路循环水系统设备
循环水泵房剖面图
核电厂三回路循环水系统设备
（ 三 ） 三 回 路 系 统 流 程 图
汽 轮 机 厂 房
核电厂三回路循环水系统设备
2-
二、三回路系统主要设备
（一）钢闸门
DL/T5013—95 《水利水电工程 钢闸门设计规范》
鼓 形 滤 网
核电厂三回路循环水系统设备
二、三回路系统主要设备
核电主给水系统(ARE)
§2.2.6主给水系统（ARE）一．功能主给水系统（ARE）用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水。
供水量由给水流量控制系统进行调节，维持蒸发器二次侧水位在一个随汽机负荷变化所预定的基准值。
ARE系统还用于触发反应堆和汽轮机的保护系统动作。
这些动作包括在RPR系统手册内，它们是：1.蒸发器液位保护动作；2.给水隔离阀快速关闭；3.给水主调节阀和给水旁路调节阀快速关闭；4.电动主给水泵跳闸；5.对未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）的保护。
ARE系统的安全功能是其测量通道向RPR系统提供蒸发器液位信号，以便进行事故后监测。
二．系统与设备1．概述主给水泵的排水经过高压加热器后进入一条给水母管，再由此分为两条给水管路，通往两台蒸发器，进入蒸发器的给水环管，在母管上还设有一根到凝汽器的再循环支管。
每个给水调节站包括一个给水主调节阀和一个旁路调节阀，在主调节阀前后设电动隔离阀。
开此隔离阀前，先开与其相连的平衡阀。
系统的管道布置确保到每台蒸发器的给水流量相等。
末级高加下游的公用母管，可保证各蒸发器的给水温度相同。
采用的布置保证调节阀下游的给水环管（蒸发器内）处于系统的最高点，以防止在运行瞬态期间管路中出现蒸汽阻塞现象。
2．给水调节阀（ARE031、032VL；ARE242、243VL）并联安装的主、旁路调节阀提供给水流量调节，以调节蒸发器的水位。
给水主调节阀可保证1854t/h的流量（名义流量的95%），旁路调节阀可保证的流量为293t/h（名义流量的15%）。
流量控制由两个互补的通道来保证：(1)一个两参量（蒸发器水位—负荷图象）控制通道，它在低负荷（小于18%FP）时运行，并使旁路调节阀（ARE242、243VL）动作；(2)一个三参量（蒸发器水位—给水流量—蒸汽流量）控制通道，它在高负荷（从18%FP到100%FP）时运行，并使给水主调节阀（ARE031、032VL）动作。
在这种情况下旁路调节阀保持全开状态。
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核电厂常规岛供水系统
1、常规岛供水系统的选择，应根据厂址水源条件和规划容量，通过技术经济比较确定。
供水系统的设计应符合下列规定：
（1）在水源条件允许的情况下，宜采用直流供水系统；当水源条件受限制时，宜采用循环供水系统。
（2）常规岛供水系统应安全、可靠、成熟、简单。
2、常规岛供水系统宜采用单元制供水系统。
3、常规岛供水系统兼顾向核岛提供重要厂用水时，应满足核岛重要厂用水系统相关要求，并应兼顾调试期取水量较小的运行要求。
4、当采用直流供水系统时，机组的冷却水温度应符合下列规定：
（1）凝汽器的设计冷却水温度应按多年平均水温确定，并应计及温排水对取水水温的影响。
（2）冷却水的最高计算温度应按多年水温最高时期频率为10％的日平均水温确定，并应计及温排水对取水水温的影响。
5、当采用冷却塔循环供水系统时，机组的冷却水温度应符合下列规定：（1）凝汽器的设计冷却水温应为按多年逐月平均气象条件计算的年平均冷却水温。
（2）冷却水的最高计算温度应符合下列规定：
1)宜采用按湿球温度频率统计方法计算的频率为10％的日平均湿球温度及相应的干球温度、相对湿度和大气压力。
2)当同一个频率为10％的日平均湿球温度值出现的日数较多，相应的干球温度、相对湿度和大气压力又不相同时，自然通风冷却塔的冷却水温应采用其中日平均干球温度最高、相对湿度最低的一日气象条件进行计算；机械通风冷却塔的冷却水温应采用其中日平均干球温度最低、相对湿度最高的一日气象条件进行计算。
（3）气象资料应采用近期连续不少于5a，且每年最热时期的日平均值。
6、辅机冷却水设计水温应满足辅机设备的要求。