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简述
由松动部件所造成的蒸汽发生器（SG）导热管泄露，会对核电站的成本与运营产生严重的负面影响。因此，美国核管理委员会（NRC）公布了信息通知：IN 2004-10与IN 2004-17。为了解决这一问题，电站运营商在持续不断地寻求更加有效的方式来防止二次侧系统中松动部件的产生。针对这一需求，西屋做出了响应，并对其松动部件围堰进行了设计改进，松动部件围堰可被安装在垂直U型管SG中以阻止松动部件到达管束。
松动部件围堰
松动部件引起问题
给水经常会将松动部件导入SG，进而又将其带入管束。由于碎片会损坏导热管，电站必须在停堆换料期间，于SG的二次侧实施“外来物搜取”（FOSAR），以找到并去除这些松动部件。由二次侧流体裹携着，这些碎片撞击和/或摩擦着SG导热管，长此以往，便造成导热管的磨损。及早发现磨损可以让运营商采取适当的措施，包括堵管。但是，堵管会降低SG的热传导能力，因此这并不是令人满意的解决方案。
如果管壁出现严重退化，便可能需要进行现场压力试验以支持状态监控。安装在已堵导热管内的稳定器，可以防止相邻的导热管受到损坏。现场压力试验以及稳定处理，有可能导致电站停堆时间的延长，因而不可避免地抬升了所计划的停堆换料成本。
在极端情况下，比如松动部件引起高磨损率时，在采取预防性措施之前导热管可能就已经出现破壁损坏，由此导致电站运行期间SG导热管的泄露。如果泄露导致中期停堆，便造成总发电量的损失，尤其在用电需求高峰时，更是如此。
另一个需要注意的问题会出现在原始电站SG被更可靠的设备所取代时。它们具有抗腐蚀性能更好的导热管，在这种情况下，电站经常会选择在停堆换料期间跳过SG的检查，因此增加了松动部件损坏SG导热管的风险。
一次侧向二次侧泄露也会影响辐射剂量水平。反应堆冷却剂泄露入二次侧便将二次侧系统暴露在放射性之中，这不但污染了二次侧系统，而且增加了辐射剂量率，特别是在以后的停堆期间。
围堰新设计的好处
电站可以在大多数带有给水环的竖直U型管SG中使用西屋的松动部件围堰，给水从给水环导流入上部汽包。这种设计使得围堰能被安装在下部托板的上方，托板将管束与蒸汽包部分隔离开来。围堰起到了隔栅的作用，阻止松动部件通过外壳与围筒间的下水环廊进入管束。
在测试中被围堰所拦下的松动部件
在重力沉降的作用下，围堰将松动部件分离，使其落于下部托板上，并能克服流体对松动部件的拖拽力。因此，能够引起导热管更严重损坏的更大更重的碎片，要比更小更轻的碎片更容易被分离。
出色的测试结果
在室温下，西屋使用相应SG容量的饼形段，对松动部件围堰进行了全面测试。我们使用J 形喷嘴与喷射喷嘴进行了测试，并以略高于样机测试时的流速测试了几种不同尺寸与形状的围堰。我们模拟了SG中的给水与再循环流体两种情况，在此，我们通过给水流体将运行SG中最常见的松动部件导入测试模型。试验中，最佳的围堰设计达到了超过90%的分离效率。
高效的安全与维护
松动部件围堰设计简单，因此，在停堆换料期间，易于安装在运行电站的SG之中。围堰拥有足够的容积量，因而能够收集两次清理之间的几个燃料周期的松动部件。电站可以在检查蒸汽包时从SG中清除松动部件。而且，围堰不会对SG的运行产生不利的影响，包括蒸汽压力、循环比率以及水位测量/控制。
西屋计划将松动部件围堰吸纳入我们新的SG设计中。运行电站也可以在其现有的SG中以设计改进的方式安装松动部件围堰。
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