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某核電廠工程調試階段安全殼噴淋泵性能問題排查方案及處理方法

2016-12-03 01:38:56中廣核工程有限公司深圳518000
低碳世界 2016年31期
關鍵詞:核電廠

胥 躍(中廣核工程有限公司,深圳518000)

某核電廠工程調試階段安全殼噴淋泵性能問題排查方案及處理方法

胥躍(中廣核工程有限公司,深圳518000)

本文介紹了某核電廠安全殼噴淋泵在工程調試階段執行安全殼噴淋流量試驗過程中出現的性能問題,在充分研究現場性能試驗數據的基礎上,詳細分析了可能導致問題發生的系統、設備、試驗方法等多方面影響因素,并針對各類因素提出了排查方案,著重闡述確定致因及最終解決問題的全過程,為核電廠核級泵組工程階段故障診斷及處理提供了寶貴參考經驗。

安全殼噴淋泵;揚程;故障處理

1 背景概述

某核電廠X號機組開蓋冷態功能試驗期間執行噴淋流量試驗(TP-EAS-50)時,發現再循環噴淋工況試驗結果(流量、壓力)不能滿足安全準則的要求,隨即在現場展開了一系列特定流量下安全殼噴淋泵揚程問題的研究、分析及試驗活動。

2 發現問題

噴淋流量試驗(TP-EAS-50)是CPR1000核電廠專設安全設施的大型綜合性試驗之一,其主要目的為:驗證每臺安全殼噴淋泵的直接、再循環噴淋流量和對應環管壓力,為核電廠在事故工況下的安全運行提供保障。安全殼噴淋泵性能問題在TP-EAS-50試驗過程中發現。

2.1噴淋流量試驗安全準則

直接噴淋階段(安全殼絕對壓力為0.52MPa),噴淋環管流量≥800m3/h;

——在試驗條件下,噴淋環管絕對壓力為0.78MPa時,噴淋環管流量≥816m3/h。

再循環噴淋階段(安全殼絕對壓力為0.1MPa),噴淋環管流量≥972m3/h;

——在試驗條件下,噴淋環管絕對壓力為0.48MPa時,噴淋環管流量≥992m3/h。

2.2噴淋流量試驗數據分析

執行TP-EAS-50中EAS001/002PO直接噴淋試驗章節,試驗數據均滿足上述安全準則要求,且壓力、流量有一定的裕度。而執行TP-EAS-50中EAS001/002PO再循環噴淋試驗章節,在噴淋環管背壓調至準則下限時,噴淋流量仍不能夠達到安全準則要求,試驗結果不合格。

進一步計算分析噴淋泵的流量揚程數據,并與設備供應商提供的噴淋泵在出廠試驗時的流量揚程特性曲線(H-Q)進行比對,發現噴淋泵在同一流量下,現場試驗測算揚程比出廠試驗時的揚程要低。譬如3EAS001PO在980m3/h流量下,揚程折算至額定轉速下約為108.9m,低于出廠性能試驗曲線。

3 問題排查

針對安全殼噴淋泵TP-EAS-50期間每個流量點的揚程都要比出廠試驗時小的情況,為排除試驗方法或試驗臺架差異對泵的性能帶來的影響,而最終找到原因并處理,現場采取了一系列排查措施。

3.1現場性能試驗

問題發生后,應設備供應商要求,由供應商代表見證,在某核電廠3號機組對兩臺安全殼噴淋泵的性能進行了進一步測試,測試結果如表1所示。

表1

由表1可看出泵在各個流量點下的揚程仍比出廠試驗H-Q曲線低一些,特別在EAS002PO封堵了噴射器循環管線后,再循環工況下的揚程仍與下表的設計規格書要求存在較大偏差。

表2

3.2與參考機組對比

分析對比參考機組——某核電廠2號機組噴淋泵(2、3號機組供應商不同)出廠特性曲線的考核點數據,發現在850m3/ h流量下的揚程2號機組低于3號機組,而1050m3/h流量下的揚程則是2號機組高于3號機組。

對比說明某核電廠3號機組噴淋泵在800m3/h以上大流量下揚程下降較快,這有可能是導致問題發生的根本原因。

3.3現場摸排

進一步摸排現場試驗過程、試驗結果分析各個環節中的誤差或錯誤,排除現場致因。

3.3.1泵進出口管線、壓力表充水排氣不充分

(1)建議:起泵前通過換料水箱重力壓頭對噴淋泵及其附屬管線、儀表進行靜排氣,噴淋泵小流量起泵后進行主要儀表、部分小管的動排氣。

(2)已采取行動:在配合供應商代表進行噴淋泵性能試驗時,已按照其要求在小流量運行時對泵進出口壓力儀表進行充水排氣,可以排除。

3.3.2泵進出口壓力表失準

(1)建議:泵進出口壓力表符合設計精度等級要求,與以往參考電站或機組一致,讀數應能滿足試驗需求,從分析問題的角度建議并接臨時高精度壓力表或變送器,以排除這一因素。

(2)已采取行動:相關儀表和參考電站一致,精度能滿足要求;為進一步確定壓力示數的準確性,在進行泵性能試驗時安裝精度等級更高(0.1級)的壓力變送器,經過試驗和正式壓力表所得參數基本一致,可以排除。

3.3.3泵進出口壓力表在出廠試驗時和現場試驗時安裝位置不一致

按照正式設計,泵進出口壓力表安裝在泵進出口管道上,設備供應商在出廠試驗時將壓力表安裝在泵體法蘭上,相較而言供應商的做法減小了進出口壓力表間的沿程阻力損失,測量讀數用于計算更接近揚程真實值。但考慮到沿程阻力損失非常有限,此處可以忽略。

3.3.4揚程計算方法錯誤

(1)建議:揚程應為泵出口與泵入口的動靜壓頭和之差,在編制揚程計算軟件時需注意,應對此進行重新核算。例如:吸入端靜壓頭H1=20.351mCL,排出端靜壓頭H2=175.097mCL,吸入端動壓頭V1=0.0253824mCL,排出端動壓頭V2=0.1283301 mCL,則揚程H=(H2+V2)-(H1+V1)=154.849mCL。

(2)已采取行動:按照國標(GB_T3216-2005)對計算公式、計算軟件進行重新核實,確認滿足國標要求,此處可以排除。3.3.5現場泵進出口壓力表之間存在其他阻力件或分流管線

(1)建議1:協調安裝部門拆除泵出口的八字盲板檢查,檢驗其間隔環側安裝質量,防止因偏心對流量造成影響。

(2)已采取行動1:協調安裝部門,在供應商代表的見證下,對噴淋泵出口八字盲板進行拆檢,未發現偏心等情況,可以排除。

(3)建議2:在性能試驗時,對EAS001/002EJ噴射器管線EAS005/006JP進行封堵(封堵小循環)。

(4)已采取行動2:現場在執行EAS002PO相關性能試驗時,將EAS005JP封堵后進行試驗,試驗結果見3.1節中注①,對試驗結果未產生根本性影響,揚程仍低于出廠性能曲線。

(5)建議3:如果噴淋泵旁路管線上手動截止閥EAS045VB及逆止閥EAS047VB同時存在內漏現象,泵出口高壓流體將通過該路管線倒流回泵入口,意外增加一條小循環管線,會對泵的揚程計算產生影響。此種可能性雖然較小,但建議必要情況下對逆止閥或截止閥進行解體檢查并做密封性試驗。

已采取行動:核實EAS047VB的結構發現閥門結構為蝶式止回閥,其密封能力強,一般不會發生泄漏,參考電站未發生過泄漏現象;另外,安裝部門在進行水壓試驗時,閥門EAS045VB作為壓力邊界承受1.1MPa·g水壓且試驗結果合格。據此,可以排除兩個閥門同時泄漏造成的壓力損失影響。

綜上,結合參考電站試驗經驗,在某核電廠現場進行一系列排查與分析之后,基本確定現場試驗臺架、試驗方法等不存在問題。隨即問題處理及排查方向引向了設備出廠試驗臺架。

3.4出廠試驗臺架檢查

在確定現場不存在問題后,隨即在采購部門的協助下,對設備供應商出廠試驗臺架進行了排查,排查主要針對:①就地與遠傳測量一致性、遠傳測量通道、差壓變送器精度、功率測量方式等測量、計算方法;②流量、壓力測量裝置重新檢定。

在將流量測量裝置——文丘里流量計送往第三方檢定機構重新標定后,相比2011年9月5日初始標定結果,前后兩次流出系數存在約5.5%的偏差。

4 致因確定

結合第三方檢定機構提供的校準結果,對比安全殼噴淋泵現場試驗及出廠試驗數據發現,在考慮了約5.5%的偏差后,兩者數據十分接近,這更進一步確定了問題產生的根本原因,即:設備供應商出廠試驗臺架文丘里流量計流出系數失準,致使在設備出廠試驗過程中,噴淋泵的性能出現偏差,未能達到設計要求;進而導致噴淋泵在現場進行TP-EAS-50試驗時,EAS系統再循環噴淋流量不能滿足安全準則。

5 問題處理

在確定根本原因后,即對癥下藥,處理方法相對簡單直觀。設備供應商評估可通過對噴淋泵水力部件進行微修整的方式,提升泵組性能,以使其滿足設計規格書考核點要求。最終,某核電廠3號機組按計劃在裝料前完成安全殼噴淋泵相關調試試驗。

6 總結

在某核電廠3號機組安全殼噴淋泵性能問題發生之后,現場工程技術人員在結合參考電站經驗的基礎上,充分研究了出廠性能試驗、現場性能試驗數據,詳細分析了可能導致問題發生的系統、設備、試驗方法等多方面影響因素,針對各類因素提出了排查方案并付諸實施,最終確定了泵組性能問題產生的根本原因,為核電廠核級泵組工程階段故障診斷,特別是性能問題的處理積累了經驗。

[1]《回轉動力泵-水力性能驗收:1級和2級》(ISO 9906-2012)[S].2012.

[2]《回轉動力泵-水力性能驗收試驗:1級和2級》(GB/T3216-2005)[S].2005.

[3]《核電站用能動機械設備的鑒定》(ASMEQME-1)[S].2002.

[4]離心泵故障診斷方法[J].遼寧工程技術大學學報(自然科學版),2002(02).

[5]離心泵常見故障的原因及在生產中的應用[J].河北化工,2008(06).

[6]核級泵的鑒定規則分析與研究[J].中國高新技術企業,2004(01).

[7]泵試驗測量不確定度的計算[J].水泵技術,2005(05).

TM623

A

2095-2066(2016)31-0034-02

2016-10-23

胥 躍,工程師,任核島調試副經理,2008年7月畢業于西安交通大學核工程與核技術專業,2008年7月至今在中廣核工程有限公司調試中心核島調試分部工作,歷任安全系統調試工程師、協調主管工程師、核島主系統調試高級主管、核島調試副經理等職務,參與的科研項目《PF改進項應急移動設備性能和實體改進系統功能調試技術創新與應用》、《安注系統節流孔板工藝驗證基準建立》等分獲中廣核工程科技進步獎一、三等獎。

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