【摘要】：結(jié)合核電機(jī)組的運(yùn)行特點(diǎn)與溶解氧存在機(jī)理,對(duì)某核電機(jī)組凝結(jié)水溶解氧超標(biāo)問題進(jìn)行系統(tǒng)性分析和試驗(yàn)研究。著手從漏氣量檢查、凝汽器性能確認(rèn)、真空泵抽氣能力等3方面進(jìn)行了分析,研究發(fā)現(xiàn)漏氣量應(yīng)參照ASME PTC12.2的規(guī)定控制,核電機(jī)組凝汽器過冷度對(duì)凝結(jié)水溶解氧的影響約為理論計(jì)算值的1/5-1/3,通過提升真空泵抽氣能力提高凝汽器真空度約4 k Pa時(shí)能同比降低溶解氧量約5×10~(-9)。通過減小漏氣量、提升真空泵抽氣能力最終將溶解氧控制在3×10~(-9)的期望值內(nèi),有效處理核電機(jī)組凝結(jié)水溶解氧超標(biāo)問題。避免了因凝結(jié)水溶氧超標(biāo)帶來的壓水堆核電機(jī)組產(chǎn)生水腐蝕產(chǎn)物的嚴(yán)重后果。為后續(xù)類似問題的處理以及在行業(yè)內(nèi)制定嚴(yán)格的凝結(jié)水溶氧控制標(biāo)準(zhǔn)提供了借鑒。
[Abstract]:Combined with the operation characteristics of nuclear power unit and the existence mechanism of dissolved oxygen, the problem of excess of dissolved oxygen in condensate of a nuclear power unit is systematically analyzed and tested. Starting from three aspects of air leakage inspection, condenser performance confirmation, vacuum pump air extraction capacity, etc., it is found that the air leakage should be controlled by referring to the regulation of ASME PTC12.2. The effect of supercooling of condenser on dissolved oxygen in condensate of nuclear power unit is about 1 / 5 / 1 / 3 of the theoretical calculated value. When the vacuum degree of condenser is increased about 4 k Pa, the dissolved oxygen content can be reduced by 5 脳 10 ~ (-9). By reducing the amount of gas leakage and increasing the pumping capacity of vacuum pump, the dissolved oxygen is controlled within the expected value of 3 脳 10 ~ (-9), and the problem of excess of dissolved oxygen in condensate of nuclear power unit is effectively dealt with. The water corrosion product of PWR nuclear power unit caused by the excess of dissolved oxygen in condensate water is avoided. It provides a reference for the treatment of similar problems and the establishment of strict control standards for dissolved oxygen in condensate water in the industry.
【作者單位】： 南京航空航天大學(xué)宇航學(xué)院;中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司;
【分類號(hào)】：TM623.91

【共引文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2255719