大亚湾核电站核岛重要厂用水系统(SEC)典型的腐蚀事件及评价

对大亚湾核电站核岛重要厂用水系统(SEC)在现有防腐蚀设计下出现过的典型腐蚀事件进行了回顾,并对这些防腐蚀设计进行了系统的评价,最后针对性地给出了改进建议。

核电站重要厂用水系统常见腐蚀行为分析及治理建议

核电站重要厂用水系统腐蚀问题直接影响系统完整性和可靠性,威胁电站运行安全。为了控制和避免腐蚀问题,总结分析了内部防腐层、不锈钢材料2个方面的失效案例。结果显示,防腐层失效的主要原因为施工和安装不合理及自然老化导致,不锈钢结构件失效主要为材质选型、结构设计和材质加工工艺不当。针对以上失效问题,提出从现场施工质量控制和后期维护管理2个方面开展工作以控制防腐层失效,通过选材换型、结构改进和材料检验来治理和预防不锈钢部件腐蚀缺陷,可为国内核电站重要厂用水系统的腐蚀管理工作提供参考。

秦山二期核电站重要厂用水系统(SEC)反冲洗水泵的改造

叙述秦山二期核电站的重要厂用水系统(SEC)反冲洗水泵的严重磨蚀状况,介绍了具体的改进措施,为今后的SEC反冲洗水泵的设计制造提供了有益经验。

核电厂重要厂用水管道外加电流阴极保护系统保护电位不达标原因分析与改进

国内某核电厂重要厂用水管道内壁采用外加电流阴极保护和重防腐涂层联合防护。外加电流阴极保护系统调试过程中出现保护电位不满足验收要求问题,论文结合外加电流阴极保护系统的组成、原理与布置,对影响保护电位的主要因素进行了分析,并根据分析结果开展了可行性对策研究,最终通过实施有效改进方案,确保了阴极保护系统正常运行。

核岛重要厂用水系统管道安装问题探讨

核岛重要厂用水系统有别于核岛其它辅助系统安装,主要体现在安装管理、技术支持等方面。在安装过程中,遇到的问题也比较多且相对复杂,本文在总结以往安装经验上,提出一些相应问题,以供大家探讨,也为后续核电站建设积累经验。

核电厂重要厂用水系统管道内防腐质量问题分析与防治

核电厂重要厂用水系统碳钢管道内防腐在管道防腐作业范畴内比较特殊,要求比较严格,因为该系统在运行状态下,海水介质具有高腐蚀性和泥沙的冲击性。而且该系统具有安全功能,是整个核电厂的最终热阱,保证管道系统的安装质量对机组的运行状态具有极其重要的意义。该系统的碳钢管道在防腐方面采用了橡胶衬里、内壁重防腐、阴极保护三种措施,由于橡胶衬里施工工艺的特殊性,重要厂用水系统主要采取的是内壁重防腐与阴极保护相结合的管道防腐措施。本文总结了核电机组安装过程中,重要厂用水系统管道重防腐施工中出现的典型质量问题,针对每一种状况进行相关的原因分析、提出改进措施和合理化建议,阐述了各个重要的质控要点。借鉴其他核电厂的经验反馈,把出现的防腐质量问题统一整理,最终有效地提高了重要厂用水系统管道的安装质量。本文也为后续核电工程建安现场施工技术改进及质量管理提升工作提供了良好思路,可为后续同类工程管道安装提供指导和借鉴。

岭澳核电厂二期SEC系统管道内壁涂层脱落现象原因分析及改进建议

结合岭澳核电厂二期SEC管道外加电流阴极保护系统,分析、查明管道内壁局部涂层鼓泡脱落原因,并将外加电流阴极保护系统恢复至原设计状态。

沿海核电站重要厂用水系统冬季适应性设计

沿海能动核电厂重要厂用水常采用直流开式系统,当冬季海水温度较低时,可能对设备冷却水造成过度冷却,影响核岛系统与设备安全。改造设计方案拟在原有管线上新增串联支路与并联支路,通过设置在管路上的电动调节阀组来调节进入换热器的水量与旁通水量,以保障机组在冬季低水温条件下安全稳定运行。

核岛重要厂用水系统停泵水锤计算分析

核岛重要厂用水(SEC)系统是核岛向最终热阱(大海)的直流海水输热系统、安全级系统,必须长期稳定、安全、可靠的运行。文章通过数值模拟的方法计算SEC系统停泵时的水锤过程,分析空气阀、单向调压水箱、缓闭止回阀水锤防护方案在SEC系统中的适用性。

某核电站重要厂用水系统瞬态计算分析

某滨海厂址核电站重要厂用水系统向位于核岛厂房内的板式热交换器提供冷却水,热交换器所在标高与位于联合泵房内的重要厂用水泵进水池水位有较大高差,压力水管较长,在各种水力瞬态过程中可能发生水锤现象。为了确保系统的安全稳定运行,对该系统进行详细的水锤计算分析:根据重要厂用水系统的运行特点,对各运行工况进行组合,利用AFT软件,针对各瞬态工况进行计算和分析,通过考察水泵的反转情况和系统最大压力,选取本系统的控制工况,并针对控制工况优化止回阀的关阀参数。优化得出最优关阀方案为:第一阶段阀门开度从100%关到20%,用时3~6s;第二阶段阀门开度从20%关到0,用时6~12s;阀门从停泵到开始动作的反应时间为3~6s。

核电站重要厂用水系统两阶段关阀方案分析

核电站重要厂用水系统负责把设备冷却水系统收集的热量输送至最终热阱(一般为大海),该系统必须长期安全、稳定运行。为便于核电站重要厂用水系统的设计和优化,以某核电厂为例,利用PIPENET软件对水力瞬态的计算功能,对其重要厂用水系统停泵后水锤过程进行建模模拟计算,分析泵后止回阀在不同的两阶段关阀方案下的液柱分离、阀后压力以及水泵机组倒流百分比等问题。经多方案比选后,提出止回阀两阶段关阀推荐方案:阀门快关时间为4 s,缓关时间为7 s。模拟结果表明,该方案既显著降低了泵的反转率,又保证了水锤产生的压力低于设计压力。

华龙一号重要厂用水系统对联合泵房设计的影响分析

华龙一号重要厂用水系统主要对联合泵房的设计产生了两大影响。其一,为满足华龙一号核电三代技术提出的"提高抗商用大飞机撞击能力"的要求,重要厂用水系统所在的联合泵房布置方案发生了较大变化。通过对联合泵房布置方案进行分析比较,阐述各方案的优势和弊端,最终确定方案。其二,为增强重要厂用水系统的安全可靠性,对系统进行了瞬态计算,位于联合泵房内的重要厂用水系统止回阀的选型随之发生变化,由此对联合泵房内的管道布置、力学计算、支架设计均带来了相应的影响。以福清5号、6号机组核电工程联合泵房为例分析,使泵房设计进一步优化。

压水堆机组和示范快堆机组重要厂用水系统设计方案对比分析

通过对比压水堆机组和示范快堆机组中重要厂用水系统的功能和流程,说明两种堆型中重要厂用水系统设计方案的差异,而这些差异的产生是由于系统在不同堆型中承担的功能不同。在压水堆机组中,重要厂用水系统是最终热肼,而在快堆机组中,重要厂用水系统是部分最终热肼之一,而且系统运行工况也完全不同。系统的功能决定系统的设计基准和设计方案。快堆中重要厂用水系统按安全级别不同分开设计,这样不仅降低了本系统的设备投资,还对核电厂中相关建构筑物产生影响,节省土建费用。所以无论从系统本身还是从相关影响来看,快堆机组中重要厂用水系统分级设计都更为合理。

热试期间重要厂用水系统使用临时冷源研究

介绍了核电厂取水口防波堤不具备取水条件对热试(HFT)的影响,结合热试期间热负荷随试验阶段变化和重要厂用水系统(SEC)设计基准,提出了采用临时冷源的解决措施对SEC循环回路取排水进行改进,给出了SEC取排水改造方案流程图。在满足SEC设计温度条件下,论述了平均海水温度与补水量之间的关系,给出了临时方案可实施条件。

低海水温度模式下核电厂重要厂用水系统运行优化研究

针对某核电厂运行中发现的一列流道供应两列重要厂用水系统(SEC)时,或两泵切换瞬态过程中,存在设备冷却水系统(RRI)供水温度低于运行限值的情况,基于数学建模方法探求自然海水温度与RRI供水温度的关系,并给出运行调节优化措施。结果表明:模型流量计算值与调试值吻合较好,能够用于系统热态性能预测;热工水力计算发现,通过热水回流档位组合优化来实现运行温度符合准则是可行的,可组合档位随海水温度的升高而增加,提升初始温度或缩短切换时间可有效提升两泵切换过渡过程温度;该研究对于类似系统的数值仿真及热工水力特性分析具有一定参考意义。

海水温度超出核电厂重要厂用水系统设计水温解决措施

介绍了某海外核电厂厂址海水温度超出重要厂用水系统设计基准温度的初步工程解决措施,给出了深层取水和重要厂用水系统采用循环冷却方式解决方案,并对后者展开详细论述。当上述措施不能满足设计要求时,可通过对重要厂用水进行二次冷却的方式进行应对。

核电厂重要厂用水系统调试试验分析

本文是对核电厂重要厂用水系统的调试试验的总结。主要论述了调试试验的目的及试验顺序,并对调试中常见到的问题进行了分析。

浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

对于运行核电厂来说,重要厂用水系统与质量和安全密切相关。核电厂重要厂用水系统用于导出设备冷却水系统所传输的热量,将其输送到海水中,因此是核岛的最终热阱。本文描述了当前我国大部分核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的配置现状,分析了包括美国、法国以及国际原子能机构对于重要厂用水系统设计要求的相同点与不同点,结合一些实际发生的运行事件,分析得出我国目前核电厂重要厂用水系统换热器隔离方式与美国核电厂标准审查大纲要求的差异,以及该配置导致的利弊,并结合我国对于重要厂用水系统设计相关法规、导则的要求,提出合理的配置改进建议。

贝类捕集器滤网设计改进对重要厂用水系统影响分析

重要厂用水(SEC)系统的功能是把由设备冷却水系统(RRI)收集的热负荷输送到最终热阱—海水。在SEC泵的出口管线进入RRI板式热交换器之前,设置有贝类补集器,防止贝类、水母等海生物滋生对板式热交换器的危害。某核电厂2号机组SECB列贝类捕集器自投产运行以来频繁堵塞,影响了电厂冷源安全,本文根据调研情况确定了进行贝类捕集器滤网改进作为解决方案,并运用简化版水力学计算方法验证了贝类捕集器滤网设计改进后的影响;同时利用贝类捕集器滤网改进后的实际参数验证了理论计算的结果,为后续贝类捕集器类似问题的解决提供了参考和依据。

寒冷地区核电厂重要厂用水系统设计研究

设备冷却水供水温度是核电厂设计中的重要参数,国内外多种堆型的核电机组均对其有低温限制要求。寒冷地区重要厂用水系统设计必须防止对设备冷却水换热器冷却过度。以我国北方寒冷地区某滨海核电站为例,通过调研国外多个类似条件下的核电厂设计方案,研究分析多种可行的寒冷地区核电厂重要厂用水系统设计方案,分析其优缺点。研究结果显示,寒冷地区重要厂用水系统应优先采用外部改进的技术路线,实现水源温度高于0℃会极大地有利于系统设计,将复杂管网设置在设备冷却水系统的选择优于重要厂用水系统。