在紧急情况下，核能冷库的主要应急电源泵的快速成功启动对于冷库的安全稳定运行非常重要。能。加山核能冷库的主给水泵在待机期间没有热泵温度，因为在泵的设计中没有热泵管道。源。待机状态下，泵体温度和管道中的水温缓慢降低，导致泵体底部温度较低，从而导致两侧之间的温差大泵的上部和下部。果脱气机的温度较高，冷凝器价格则在紧急启动期间水开始进入主给水泵单元，巨大的温差可能导致给水泵卡。泵轴堵塞，设备可能损坏。冷藏库处于高功率状态时，备用主动力泵的紧急启动将失败，这将导致冷藏库的负载很大。泵和压力级泵的入口管，应急泵出口管以及分流管在低温下会积聚更多的水。果紧急情况下打开应急泵，则会积聚更多的低温水。入下游供水管线可能导致高压加热器的隔离以及蒸汽发生器水位的明显波动，从而导致运行瞬态变化，例如停止和关闭。此，增加了热泵管路，主备用泵具有良好的热泵效果，主备用泵的上下部分之间的温差得到改善，并且应急泵的应急泵进口和出口管道上的积水温度会升高。急启动成功的可靠性，以及主要紧急动力泵紧急启动后可能引起的运行瞬态，以及冷库的安全稳定运行核能非常重要。家山冷库的主电源泵系统由三个并联的电动抽水机组成，容量为50％，可以为发电机的二次侧提供所需的给水。汽。常情况下，两个单元可以工作，一个备用，三个泵可以随意切换。两个运行中的电动水泵单元之一被触发时，备用动力泵单元将快速启动。前进水泵无法跳闸时，备用泵会自动启动，并在10秒内达到额定流量和进水泵的高度。果负载大于50％，则在触发两组电动水泵时，如果备用动力泵未启动或未启动，则冷库将经历以下瞬态现象：重电荷放电。此，在正常运行期间处于空闲状态的主动力泵的可靠性非常重要。于方家山冷库主给水泵的原始设计中没有热泵管线，因此主备用动力泵存在以下问题：无法实现热泵。温将缓慢下降，并且泵体底部的温度将较低，这将在泵体的上，下侧之间造成明显的温差。进水泵的上下两侧之间存在较大的温差，这可能导致进水泵堵塞并有损坏设备的风险。果主供料泵在全功率下跳闸，而应急备用泵没有启动，则将导致冷库中的大负荷排放峰值。紧急启动应急泵的同时，更多的积聚在应急泵的入口和出口管道上的低温水进入下游的供水管，可能会导致瞬态变化，例如高压绝热以及蒸汽发生器水位的大幅波动。此，在待机模式下，预热主给水泵可减小泵的静态和动态组件与流体之间的温差，从而有效地防止了对泵的损坏。时，当紧急启动主给水泵时，可以防止主水泵的进水管和出水管温度较低的水进入高负荷状态。这会导致高水位波动，从而导致高隔离峰值。免低温水进入蒸汽发生器以及蒸汽发生器水位波动的后果。汽发生器的水位自动停止。原设计方案中，方家山核电冷库的主给水泵没有设计热泵管，而是根据实际需要设计了另一侧山区主要电源采用热泵管道。造之前，主进料泵系统的流程图如图1所示。始改造后，单级孔板与进料泵的出口止回阀并联连接。
进料泵的加压级（请参见图2的波浪线），手动阀串联连接在单级孔板上。动阀用于控制孔板的入口和出口，以实现热泵管线的入口和出口。一个转换的最初目标是将压力级泵主管上的水从主进水泵引导至止回阀，先于止回阀，然后再通过级泵。力，预泵和脱气机。此，达到了热泵的目的。始转换后，测量实际温度后，跳线的温度仍保持较低。上图2所示，通过从桥接管中去除绝缘层，跨接管的表面温度被测量为55°C至66°C。度差约为100°C。对于主进水泵压力泵的外表面温度约为160°C。如此大的温差下，如果紧急情况下紧急泵重启，则水大约100°C的温差将进入主进料泵的压力泵，否则泵轴可能被阻塞。
应急电动泵无法启动或输出不足。时，低温水进入高温，这会导致高水位的波动并导致蒸汽发生器的水位的波动，从而导致系统中的瞬变强力添加物和蒸汽发生器。自动的自动分解功能和蒸汽发生器的低水位将自动停止停机。此，第一条改进的热泵管道具有一定的作用，但加热效果不理想。一次添加热泵管道时，安装的孔板是经过自我处理的一级孔板，压力差非常大，很容易引起孔板严重反冲洗，并且管壁变薄。
单级孔板与主给水泵的压力级泵的出口止回阀并联连接后，在正常备用状态下，高温水从主给水供应管出来的水穿过孔板到达平行泵送级。初，热泵水泵用于循环压力级泵，预泵和脱气机。实际情况中，用于热泵的大部分水都流经主应急电源泵。环管线直接返回脱气机。卸绝缘层后，跳线外表面的测量温度如图2所示。有达到热泵的理想目标。此，在这种情况下，有必要重新考虑主给水泵的热泵管道，以取得最佳效果。据第一次改造后存在的主要问题。二种修改方法是取消第一条修改后的热泵管路，然后打开主进水泵压力级泵输出止回阀后的孔；地面泵排水管和桥接管（下图中波浪线所包括的区域是为第二种修改添加的管）。个加热管上均设有一个五级孔板和一个隔离阀。二次转换后，可以通过打开将主泵到备用状态的热泵模式连接到位于管道上的手动截止阀（取决于热泵的实际状态，节流泵也可以节流以控制来自热泵的水流。水管中的高压水被引导至止回阀前面的管，经过隔膜的减压后的水源通过压力级泵，中压供水管和前泵返回脱气机的水箱，以指示待机状态下的主要状态。泵达到连续热泵的效果。处理效果图如图3所示。主进水泵的正常输出流量相比，热泵使用的水流量非常小。急泵在连续运行时不会影响主给水泵，也不会对蒸汽发生器的高附加系统或供水系统造成影响。第二次转换之后，冷凝器价格将分流管，预泵和压力级泵的隔热层移除（参见图3），测量分流管外表面的温度为110° C和122°C（管道中的实际温度）。
的温度较高）。对于主给水泵的压力泵的外表面温度大约140°C而言，温度差大大降低。样，在备用状态下，预热效果改善了泵的使用寿命，减小了泵的静态和动态组件与流体之间的温差，有效地避免了在泵紧急启动期间泵轴的阻塞和启动故障。急情况下启动泵和主供油泵。时，大大降低了蒸汽发生器的高度绝缘和水位剧烈波动的风险，并且不容易引起其他瞬变。过处理后，我们更加关注紧急启动时主应急给水泵的情况。2月20日，方家山第一核电厂的制冷储存单元全功率运行，而1号和2号主给水泵使用3号主给水泵。2月20日上午凌晨3:13，主控制室发出消息“进料泵调速故障2号”，“泵控制柜故障”。“电源＃2”，“总电源泵故障2”和其他警报。料泵跳闸，主供料泵＃3紧急启动。后的现场检查显示，由于主动力泵开关设备A相的差动保护作用，导致了跳泵。控制人员立即确认，在3号主给水泵启动后，三个GE的主供水量已达到2250 t / h，并且三个SG的水位逐渐增加，确认SG的三个主给水控制阀已关闭，正常开度约为45％，而2＃泵立即达到70％。）检查供水的主控制阀是否正常反应。别注意SG水的三个等级。SG水位上升到0.17m时，所有三个水位开始下降。后，它趋于稳定，最后，主阀的开度稳定在初始开度分别为46％，51％和53％。整个过渡过程中，所有三个蒸汽发生器的最高水位增加了0.174 m，最低下降了0.157 m。汽发生器的水位波动非常低，并且处于完全可控制的范围内。后，主控制器验证高压加热器，低压加热器和其他系统是否正常运行，没有干扰或异常。时，主控制命令现场人员访问现场，以核实3号主泵紧急启动泵的运行情况。场报告中的3号主供油泵正常运行，预泵，压力级泵和主供油泵的泵单元已连接至管道，且无泄漏。这种满功率条件下，主动力泵跳闸，紧急主动力泵的紧急启动尖峰不启动高压加热系统隔离或瞬态关闭由于蒸汽发生器的水位大幅度波动而导致停机。
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