CN116201722A - 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法 - Google Patents

核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法 Download PDF

Info

Publication number
CN116201722A
CN116201722A CN202111441824.9A CN202111441824A CN116201722A CN 116201722 A CN116201722 A CN 116201722A CN 202111441824 A CN202111441824 A CN 202111441824A CN 116201722 A CN116201722 A CN 116201722A
Authority
CN
China
Prior art keywords
mechanical seal
leakage
main pump
nuclear power
pump
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN202111441824.9A
Other languages
English (en)
Inventor
文学
杨全超
向先保
宋林
杜鹏程
费冬冬
吴明
陈锦裕
郑嘉榕
陈坤池
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd filed Critical CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202111441824.9A priority Critical patent/CN116201722A/zh
Publication of CN116201722A publication Critical patent/CN116201722A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F04POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
    • F04BPOSITIVE-DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS
    • F04B49/00Control, e.g. of pump delivery, or pump pressure of, or safety measures for, machines, pumps, or pumping installations, not otherwise provided for, or of interest apart from, groups F04B1/00 - F04B47/00
    • F04B49/10Other safety measures
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F04POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
    • F04BPOSITIVE-DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS
    • F04B51/00Testing machines, pumps, or pumping installations

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Abstract

本发明涉及核电站主泵运行维护领域,尤其涉及核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法。所述方法为:通过设置在主泵机械密封位置的设备来监测初始机械密封泄漏量;在初始密封泄漏量达到阈值后,实施在线顶轴;在顶轴油泵达到所述启停次数后,停运顶轴油泵,并检查缓解后主泵机械密封的泄漏量;若缓解后,所述泄漏量小于特定值,则判定为密封泄漏量高故障缓解成功;若缓解后,所述泄漏量大于特定值,则表示所述的主泵机械密封故障缓解失败。本发明实现核电站不停堆检修的情况下,消除主泵机械密封泄漏量高故障,提高核电站安全可靠运行水平和经济性。

Description

核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法
技术领域
本发明涉及核电站主泵运行维护领域,尤其涉及核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法。
背景技术
核电站反应堆主冷却剂泵(简称“主泵”)是核电站一回路唯一的大型转动设备,主泵机械密封是核电站一回路承压边界的关键部件。若主泵机械密封出现泄漏量高故障,将可能导致核电站事故停堆,严重影响核电站安全运行。若核电站因主泵机械密封泄漏量高故障停堆检修,按照隔离维修和机组恢复运行等工作所需的10天工期计算,由此将导致1台百万千瓦级核电站售电收入减少约1亿元。因此,主泵机械密封可靠性将直接影响核电站的安全经济运行。
在核电站正常运行过程中,主泵机械密封泄漏是核电站一回路泄漏率监测的一部分,且一回路泄漏率是核电站核安全管控的一项重要指标。若主泵机械密封泄漏量升高,也将导致核电站一回路泄漏率升高,因而控制主泵机械密封的泄漏量在正常范围,对于保障核安全显得十分重要。
针对静压型主泵机械密封(如100型主泵)泄漏量高故障,曾开发出了一些基于切换滤网、温度调节和注入水pH值调节等方面的缓解方法,但由于机械密封结构原理等方面的巨大差异,这些方法不适用于流体动压型主泵机械密封(如波锥结合型主泵机械密封)。且从应用实践来看,这些方法成功率低、起作用的持续时间不长,实际上仍不能保障核电站主泵机械密封安全可靠运行。
发明内容
本发明要解决的技术问题是:提供核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,实现核电站不停堆检修的情况下,消除主泵机械密封泄漏量高故障,提高核电站安全可靠运行水平和经济性。
本发明提供了一种核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,包括以下步骤:
步骤一:通过设置在主泵机械密封位置的设备来监测初始机械密封泄漏量;
步骤二:在初始密封泄漏量达到阈值后,实施在线顶轴;
步骤三:在顶轴油泵达到所述启停次数后,停运顶轴油泵,并检查缓解后主泵机械密封的泄漏量;
若缓解后,所述泄漏量小于特定值,则判定为密封泄漏量高故障缓解成功;
若缓解后,所述泄漏量大于特定值,则表示所述的主泵机械密封故障缓解失败。
优选地,所述主泵机械密封为波锥结合型机械密封,机械密封位置为第三级机械密封。
优选地,所述步骤一中,还包括:对所述主泵机械密封进行密封前压力监测,用于在发生机械密封泄漏量高报警时,进一步确认机械密封的运行状态。
优选地,所述步骤二具体包括:
在初始密封泄漏量达到50L/h后,在核电站主泵运行期间,通过在5~10 次数内间断地启动和停运顶轴油泵来改变泵轴位置,从而改变机械密封液膜状态和副密封的追随性能,从而消除副密封的卡滞现象,进而缓解和消除主泵机械密封的泄漏量高故障。
优选地,所述间断地启动和停运顶轴油泵来改变泵轴位置具体为:
启动顶轴油泵运行3~5分钟,然后停运顶轴油泵并保持2~3分钟。
优选地,所述特定值为50L/h。
优选地,所述步骤三还包括:
若缓解后,所述泄漏量大于特定值,但一回路泄漏量低于230L/h时,则保持主泵继续运行。
优选地,所述步骤三中:
若缓解后,密封前压力下降至3.5MPa,或由于主泵机械密封泄漏量升高导致核电站一回路泄漏率增大至230L/h以上,发出报警指令,停运主泵并实施机械密封维修或更换。
与现有技术相比,本发明的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,有益效果是:
1)在不停堆隔离检修的情况下,缓解和消除主泵机械密封泄漏量高故障,提高核电站安全可靠运行水平。
2)在不停堆隔离检修的情况下,消除主泵机械密封泄漏量高故障,避免了停堆检修所带来的巨大经济损失。
3)本发明操作过程简单、实施可靠,便于推广应用。
附图说明
图1表示核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法的流程图。
具体实施方式
为了进一步理解本发明,下面结合实施例对本发明的实施方案进行描述,但是应当理解,这些描述只是为进一步说明本发明的特征和优点,而不是对本发明的限制。
本发明的实施例公开了一种核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,如图1所示,包括以下步骤:
步骤一:通过设置在主泵机械密封位置的设备来监测初始机械密封泄漏量;
步骤二:在初始密封泄漏量达到阈值后,实施在线顶轴;
步骤三:在顶轴油泵达到所述启停次数后,停运顶轴油泵,并检查缓解后主泵机械密封的泄漏量;
若缓解后,所述泄漏量小于特定值,则判定为密封泄漏量高故障缓解成功;
若缓解后,所述泄漏量大于特定值,则表示所述的主泵机械密封故障缓解失败。
以下按照步骤,详细说明本发明的方法。
步骤一:通过设置在主泵机械密封位置的设备来监测初始机械密封泄漏量。
所述主泵机械密封为波锥结合型机械密封,机械密封位置为第三级机械密封。
还包括:对所述主泵机械密封进行密封前压力监测,用于在发生机械密封泄漏量高报警时,进一步确认机械密封的运行状态。
进一步地,根据该型机械密封的结构原理,第三级机械密封泄漏量升高的同时,其密封前压力会降低。一般地,该型机械密封还设置了密封前压力监测设备。同时,主泵机械密封泄漏作为核电站一回路泄漏率监测的一部分,且一回路泄漏率是核电站核安全管控的一项重要指标。若主泵机械密封泄漏量升高,也将导致核电站一回路泄漏率升高,因而控制主泵机械密封的泄漏量在正常范围,显得十分重要。
具体地,核电站正常功率运行期间,所述机械密封正常运行时泄漏量一般为2~20L/h,报警值为50L/h。密封前压力为4.9~5.3MPa。一回路泄漏率一般在50L/h以下,若一回路非预期的泄漏率达到230L/h以上,则核电机组需要在2小时内向蒸汽发生器冷却正常停堆模式后撤。
具体地,在机械密封泄漏量或一回路泄漏率超出报警值后,向运维人员发出报警指令。
步骤二:在初始密封泄漏量达到阈值后,实施在线顶轴。
具体包括:
在初始密封泄漏量达到大于等于50L/h后,在核电站主泵运行期间,通过在5~10次数内间断地启动和停运顶轴油泵来改变泵轴位置,所述间断地启动和停运顶轴油泵来改变泵轴位置具体为:
启动顶轴油泵运行3~5分钟,然后停运顶轴油泵并保持2~3分钟。
从而改变机械密封液膜状态和副密封的追随性能,从而消除副密封的卡滞现象,进而缓解和消除主泵机械密封的泄漏量高故障。
优选地,在主泵运行时,只有当核电站一回路压力达到7.6MPa以上时,主泵转子才会因一回路介质压力作用而使得推力盘靠向主推力瓦侧,此时实施本方案启动顶轴油泵才能起到顶起泵轴的作用。
步骤三:在顶轴油泵达到所述启停次数后,停运顶轴油泵,并检查缓解后主泵机械密封的泄漏量;
若缓解后,所述泄漏量小于特定值,所述特定值为50L/h,则判定为密封泄漏量高故障缓解成功。
若缓解后,所述泄漏量大于特定值,则表示所述的主泵机械密封故障缓解失败。主泵机械密封的泄漏量同时受到密封前压力和一回路泄漏率的影响,也可以停运顶轴油泵后,检查密封前压力和一回路泄漏率。
若缓解后,所述泄漏量大于50L/h,但一回路泄漏量低于230L/h时,则保持主泵继续运行。
若缓解后,密封前压力下降至3.5MPa,或由于主泵机械密封泄漏量升高导致核电站一回路泄漏率增大至230L/h以上,发出报警指令,停运主泵并实施机械密封维修或更换。
以上实施例的说明只是用于帮助理解本发明的方法及其核心思想。应当指出,对于本技术领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明原理的前提下,还可以对本发明进行若干改进和修饰,这些改进和修饰也落入本发明权利要求的保护范围内。
对所公开的实施例的上述说明,使本领域专业技术人员能够实现或使用本发明。对这些实施例的多种修改对本领域的专业技术人员来说将是显而易见的,本文中所定义的一般原理可以在不脱离本发明的精神或范围的情况下,在其它实施例中实现。因此,本发明将不会被限制于本文所示的这些实施例,而是要符合与本文所公开的原理和新颖特点相一致的最宽的范围。

Claims (8)

1.核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,包括以下步骤:
步骤一:通过设置在主泵机械密封位置的设备来监测初始机械密封泄漏量;
步骤二:在初始密封泄漏量达到阈值后,实施在线顶轴;
步骤三:在顶轴油泵达到所述启停次数后,停运顶轴油泵,并检查缓解后主泵机械密封的泄漏量;
若缓解后,所述泄漏量小于特定值,则判定为密封泄漏量高故障缓解成功;
若缓解后,所述泄漏量大于特定值,则表示所述的主泵机械密封故障缓解失败。
2.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述主泵机械密封为波锥结合型机械密封,机械密封位置为第三级机械密封。
3.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述步骤一中,还包括:对所述主泵机械密封进行密封前压力监测,用于在发生机械密封泄漏量高报警时,进一步确认机械密封的运行状态。
4.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述步骤二具体包括:
在初始密封泄漏量达到50L/h后,在核电站主泵运行期间,通过在5~10次数内间断地启动和停运顶轴油泵来改变泵轴位置,从而改变机械密封液膜状态和副密封的跟随性能,从而消除副密封的卡滞现象,进而缓解和消除主泵机械密封的泄漏量高故障。
5.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述间断地启动和停运顶轴油泵来改变泵轴位置具体为:
启动顶轴油泵运行3~5分钟,然后停运顶轴油泵并保持2~3分钟。
6.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述特定值为50L/h。
7.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述步骤三还包括:
若缓解后,所述泄漏量大于特定值,但一回路泄漏量低于230L/h时,则保持主泵继续运行。
8.根据权利要求1所述的核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法,其特征在于,所述步骤三中:
若缓解后,密封前压力下降至3.5MPa,或由于主泵机械密封泄漏量升高导致核电站一回路泄漏率增大至230L/h以上,发出报警指令,停运主泵并实施机械密封维修或更换。
CN202111441824.9A 2021-11-30 2021-11-30 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法 Pending CN116201722A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111441824.9A CN116201722A (zh) 2021-11-30 2021-11-30 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111441824.9A CN116201722A (zh) 2021-11-30 2021-11-30 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN116201722A true CN116201722A (zh) 2023-06-02

Family

ID=86517805

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202111441824.9A Pending CN116201722A (zh) 2021-11-30 2021-11-30 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN116201722A (zh)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3503618A (en) * 1966-12-23 1970-03-31 Bbc Brown Boveri & Cie Arrangement for ensuring supply of pressurized sealing fluid to shaft seals of high pressure machines to prevent gas leakage in event of failure of main oil pump
CN101211674A (zh) * 2006-12-30 2008-07-02 大亚湾核电运营管理有限责任公司 核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的快速处理方法
CN102456418A (zh) * 2010-10-21 2012-05-16 中国广东核电集团有限公司 一种核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的预防方法
CN113090552A (zh) * 2021-04-15 2021-07-09 苏州热工研究院有限公司 核电站主泵一号轴封泄漏量干预方法
CN113279977A (zh) * 2021-05-20 2021-08-20 苏州热工研究院有限公司 核电站主泵二号轴封泄漏流量监测及干预方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3503618A (en) * 1966-12-23 1970-03-31 Bbc Brown Boveri & Cie Arrangement for ensuring supply of pressurized sealing fluid to shaft seals of high pressure machines to prevent gas leakage in event of failure of main oil pump
CN101211674A (zh) * 2006-12-30 2008-07-02 大亚湾核电运营管理有限责任公司 核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的快速处理方法
CN102456418A (zh) * 2010-10-21 2012-05-16 中国广东核电集团有限公司 一种核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的预防方法
CN113090552A (zh) * 2021-04-15 2021-07-09 苏州热工研究院有限公司 核电站主泵一号轴封泄漏量干预方法
CN113279977A (zh) * 2021-05-20 2021-08-20 苏州热工研究院有限公司 核电站主泵二号轴封泄漏流量监测及干预方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102080579B (zh) 核电站汽轮发电机组启停控制方法、装置和dcs控制系统
CN111540483B (zh) 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法
CN102456418B (zh) 一种核反应堆冷却剂泵机械密封泄漏量异常的预防方法
CN103700411A (zh) 核电站冷却剂失流事故的处理方法和系统
CN116201722A (zh) 核电站主泵机械密封泄漏量高故障缓解方法
CN109801722B (zh) 核电厂seu系统板式换热器的换热试验方法及系统
CN210135039U (zh) 一种高海拔地区地热电站用有机工质热力循环系统
CN110159472A (zh) 一种核电厂启动应急柴油机的方法及其系统
CN206190335U (zh) 一种汽轮机危急遮断系统
CN220869561U (zh) 一种水轮机导叶轴套密封结构
RU2162621C2 (ru) Способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления
CN105298953B (zh) 一种减缓风力发电机组液压站卡塞的控制方法
CN110164570B (zh) 主泵一号密封低压差运行离线测试方法及系统
CN214660388U (zh) 汽轮机冷油器冷却水联通结构
CN101546612A (zh) 钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法
CN117249033A (zh) 一种水轮机导叶轴套密封系统
Hengrui et al. Shutdown Seal Improvement Feasibility Analysis for CPR1000 Reactor Coolant Pump
CN216841834U (zh) 透平机防跳车系统
CN214577674U (zh) 一种液偶和定频高压密封水泵的主备运行结构
CN213116537U (zh) 一种水轮机调速器新型停机联锁控制装置
CN217380667U (zh) 电厂汽轮机危急供油系统
KR20190023342A (ko) 발전소의 정전 사고 발생시 대처 시간을 연장하기 위한 방법 및 시스템
CN216052733U (zh) 一种含aps控制器的燃气-蒸汽联合循环机组自启停系统
CN118030349A (zh) 一种混流式中型水电机组的黑启动开机方法
Wu et al. Study on Passive Pulse Cooling Method of Secondary Side in PWR Nuclear Power Plant

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination