军民两用技术与产品官方 国内统一刊号:CN 11-4538/V
国际标准刊号:ISSN 1009-8119
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军民两用技术与产品
《 军民两用技术与产品 》
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国内刊号:CN 11-4538/V
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期刊名称:军民两用技术与产品
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范文-RRA泵机封回水温度高问题分析与应急预案探讨-军民两用技术与产品

 RRA泵机封回水温度高问题分析与应急预案探讨

杨爽
(中广核工程有限公司;广东深圳  518100)
摘要:文章以阳江核电三号机国产化后余热排出泵在调试阶段热试期间机械密封回水温度高为背景,分析了导致余排泵机封回水温度高的因素。并探讨了机组热试期间余排泵机封回水温度高的应急预案。
关键词:余热排出泵;机封回水温度;预案
0 引言
余热排出泵简称RRA泵,是核电站余热排出系统的重要组成部分,属一回路系统核二级离心泵。每个机组并列布置两台RRA泵,在反应堆停运过程中,余排泵使反应堆冷却剂在RRA热交换器和反应堆压力容器之间循环以保证机组进入冷停堆。在正常停堆和事故停堆后带出堆芯衰变热,维持核电厂的安全。
RRA泵输送介质温度最高可达180℃,故其结构内机械密封等部件需采用电厂设备冷却水持续冷却,以防高温导致其失效,造成一回路冷却剂发生泄漏。
1 机封回水温度高问题描述
RRA泵国产化后先后应用于红沿河核电3号机、防城港核电1号机,给调试工作带来新挑战。其中,机组热试期间备用RRA泵机封回水温度高问题就是其一。
如下图所示,两台RRA泵采用并联布置,每列支路主要由入口截止阀、泵、出口逆止阀、出口截止阀、仪表等组成。
11.jpg 
图1 系统管路示意图
热试期间,机组处于RRA冷却模式。RRA001PO运行时,RRA002PO处于备用状态 ,入口阀003VP和出口阀007VP处于开启状态,出口逆止阀005VP关闭。在系统内介质温度005MT超过168℃后,RRA002PO泵体机械密封回水温度027MT达96.9℃,超过高高报警设定值85℃.当切换A、B列泵后,RRA002PO在介质温度005MT为165℃运行时,RRA001PO持续处于高温备用泵状态,泵体机封回水温度026MT达94.5℃,也超过高高报警值。RRA泵机械密封存在高温损坏的风险,严重影响国产RRA泵的安全运行。
同红沿河、防城港核电一样,阳江核电3号机也采用的是国产同类型RRA泵,所以也不可避免存在相同问题。为避免RRA泵机封回水温度过高造成机封损坏,很有必要进一步对机封回水温度高原因进行分析,制定热试期间的应急预案,保障设备调试运行安全。
2 机封回水温度高问题分析
2.1 RRA泵工况对机封回水温度的影响
 热试期间RRA冷却一回路模式时,RRA泵分为运行和备用两种状态。且一般情况下两台RRA泵只有其中一列处于运行状态,另一列处于备用状态。
运行状态
RRA泵采用的是自循环冲洗机械密封方案。当泵启动后,除了泵体结构内冷却腔起到冷却隔离的作用外,还由机封动环上的泵送部件将密封腔中的高温水泵送到泵自带冷却器(003/004RF)中同设冷水进行热交换。同时循环水带走密封面摩擦产生的热量。由于泵运行时泵送环也同时工作,机械密封水与设冷水之间的流动换热效果良好,故机封回水温度可以保持在较低水平,满足不超高报警75℃和高高报警值85℃的要求。
备用状态
当泵处于备用时,泵送环停止转动,密封腔内的介质处于静止状态,丧失强迫循环。当连接到一回路的RRA泵入口水温升高时,由于热虹吸效应,密封腔和泵体之间的介质会产生热交换和微小的自然对流,密封腔内温度升高。但该密封腔内的介质已不会流动到泵体自带冷却器内与设冷水进行换热,故026/027MT探测到的机封回水温度会超出运行时机封回水温度设定报警限值。
2.2 RRA泵结构对机封回水温度的影响
热试期间泵处于热备用状态时,一回路热量通过金属导热、温度梯度导致的微小自然循环流动等方式传至机封腔体。此时因机封腔体内介质不会流动,导致泵自带冷却器的冷却功能基本丧失。而这些热量就主要是依靠通入冷却水腔的另一路设冷水带走,以维持较低的机封腔体温度。故存在可能影响机封回水温度的因素有:1)泵腔内的压力波动;2)冷却水腔的大小;3)位置泵盖密封环与轴套之间的间隙大小。
2.2.1泵腔内压力波动的影响
为验证压力波动对RRA泵机封回水温度变化的影响,我们对压力波动下的温升数据进行了收集,见表1.
泵腔压力 MPa 系统温度(005MT)℃ 机封回水温度(026MT)℃
2.09 110.10 81.40 
2.00 104.80 83.60 
2.34 108.60 85.20 
2.27 109.70 87.70 
1.45 109.20 88.80 
1.46 109.00 89.60 
2.12 109.50 91.10 
2.21 109.50 93.30 
2.26 109.60 95.40 
2.28 109.70 97.10 
3.00 109.90 99.50 
表1 机封回水温度随压力波动变化趋势
可以看出,随着泵腔压力下降后再升高,机封回水温度也随之不断升高,机封回水温度与泵腔内系统介质温度的平均温差也有明显减小。这说明在泵腔压力波动时,泵腔与机械密封腔之间的介质流动加剧,密封腔内介质温度快速上升,进而机封回水温度也快速上升。 
2.2.2 冷却水腔大小、位置的影响
就目前RRA泵结构来看,在泵腔与机械密封腔内介质静止状态(热备用状态)时,机封回水主要靠冷却水腔里的设冷水来带走热量。扩大冷却水腔空间,增加流通的冷却水流量也对降低机封回水温度有一定效果。但这会增加泵体尺寸,影响安装检修,同时还需考虑材料结构的强度问题。
2.2.3 泵盖密封环与轴套之间间隙的影响
时间 泵腔压力 MPa 泵腔温度℃ 机封回水温度℃
14:30 3.42 77.60 48.60 
14:50 3.35 90.00 55.60 
15:10 3.35 103.30 61.50 
15:30 3.35 116.70 79.30 
表2 密封间隙为0.4mm时机封回水温度变化趋势
时间 泵腔压力 MPa 泵腔温度℃ 机封回水温度℃
11:47 3.20 77.60 51.50 
12:15 3.30 102.00 63.80 
12:25 3.40 108.00 67.80 
12:56 3.40 129.40 84.20 
表3 密封间隙为2mm时机封回水温度变化趋势
根据沈鼓与丹东克隆公司对采用同型号不同间隙博格曼机械密封组件进行的试验数据分析:
当泵盖密封环与轴套间隙为0.4mm时,机封回水温升为0.445℃/min,泵腔与机封回水温差平均值为38.61℃.当泵盖密封环与轴套间隙为2mm时,机封回水温升为0.555℃/min,泵腔与机封回水温差平均值为37.92℃.
泵盖密封环与轴套间隙的大小对机封回水温度的影响很小,但间隙的增大会导致温升变快。
3 热试期间RRA泵机封回水温度高问题应急预案
编制机组调试阶段热试期间RRA泵机封回水温度高问题应急预案目的:
1) 明确热试期间机封回水温度监视方法及要求;
2) 规定出现机封回水温度高情况下应采取的措施。
3.1热试期间监视机封回水温度的方法及要求
3.1.1监视方法
通过RRA026MT、027MT分别监视RRA001PO、002PO机封回水温度,采用RRA005MT监视RRA系统介质温度。026/027MT温度高报警值为75℃,高高报警值为85℃.
厂家给出的机封回水温度最高限值为120℃,超过120℃则需评价泵机封是否受到损坏。故RRA投运期间,需每天巡检一次机封泄漏情况(白班执行),如有异常上报值班工程师(SSE)及热试负责人(TS)。若某台泵机封回水温度达到高高报警值,就地巡检机封泄漏频率提高到每班一次。
3.1.2监视要求
当班SSE及当班操作员负责对泵机封回水温度进行监视。RRA投运后,即开始每班一次监视机封回水温度,并记录数据。当RRA系统温度介于120℃至177℃之间时监视频率改为实时监视,且每班至少记录三次机封回水温度。
当RRA系统温度大于120℃时,通知维修、设备厂代到场对机封回水温度进行监控。
3.2 RRA泵机封回水温度高应急预案
(1)当某台RRA泵机封回水温度偏高时,最有效的缓解办法是启动该泵,建立机封回水的强制循环,以增强设冷水冷却机封的效果。
(2)当机封回水温度高被迫交替切换运行中的RRA泵时,应确保每台泵的热态启动次数不能大于每小时4次。
(3)当机封回水温度高被迫双泵运行时,必须保证流量大于低低报警值600m3/h;在RRA系统出口阀(RRA014/015VP)关闭情况下,不允许双泵运行。
(4)考虑到RRA泵可能出现故障停运,应尽量避免停运后机封回水温度持续上升。必要时上报指挥部决策机组是否后撤。
(5)当RRA系统温度低于120℃时可按照运行S程序执行正常的RRA投退操作。当高于120℃时,RRA泵不但需满足S程序要求,还需满足本预案要求。
(6)每切换一次RRA泵需稳定15分钟后再进行一回路升温操作。(暖泵需要)。
(7)厂家给出的机封可以承受最高温度为120℃,若出现机封回水温度高于120℃情况,需对机封的可用性进行评价。反之则不需要。
4 结束语
综上所述,国产化余热排出泵在热试期间一回路连接RRA冷却时,若处于停运备用状态,泵的机封回水温度将升高并超过报警值。其主要原因为机封回水冷却器自然循环能力不足,泵停运状态下机械密封水热量无法有效传递给电厂设备冷却水带走,最终导致机封回水温度大幅上涨。此外,泵腔内的压力波动,以及冷却水腔的大小、位置对RRA泵机封回水温度上涨也产生影响。
鉴于余热排出泵在反应堆运行、纵深防御中的重要作用,运行和调试人员需对余热排出系统的运行操作、系统状态监测等给予重点关注,防止因机封回水温度过高导致的设备损坏。
参考文献:
[1]高国红,PYY45EOM002X3AB45SS 阳江核电站3、4号机组余热排出泵设备运行与维修手册,2013.8.
[2]刘鹏,浅谈1000MW核电站用余热排出泵,水泵技术,2008(6)18-27.