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核反应堆冷却剂泵.docx

核反应堆冷却剂泵

 

核反应堆冷却剂泵

 

姓名:

***

班级:

J动力(流体)1201

学号:

**********

 

一、核反应堆冷却剂泵的简介…………………………3

二、核反应堆冷却剂泵的结构特点……………………3

三、核反应堆冷却剂泵的工作原理……………………5

四、核反应堆冷却剂泵的分类…………………………5

五、核反应堆冷却剂泵的现状及其发展………………6

六、个人对核反应堆冷却剂泵的见解…………………9

七、参考文献……………………………………………9

 

一、核反应堆冷却剂泵的简介

1功能

  反应堆冷却剂泵(简称主泵)的功能是使冷却剂形成强迫循环,从而把反应堆中产生的热能传送至蒸汽发生器,以产生蒸汽,驱动汽轮机做功。

  2基本要求

  反应堆冷却剂泵是压水堆核电厂的关键设备之一,也是反应堆冷却系统中唯一的回转机械设备,对它的基本要求是:

  1)能够长期在无人维护条件下安全可靠地工作;

  2)便于维修,辅助系统简单;

  3)主泵转动组件应能提供足够转动惯量,以便在全厂断电情况下,利用主泵惰转提供足够流量,使反应堆堆芯得到适当的冷却;

  4)过流零部件表面材料要求采用奥氏体不锈钢,或其它同等耐腐蚀的材料;

  5)带放射性的冷却剂的泄漏要少。

二、核反应堆冷却剂泵的结构特点

 

特点:

1.泵的叶轮和电机转子连成一体

2.密封壳体

3.壳体外以设冷水冷却

4.屏蔽电机转子浸水

结构组成:

泵体主要由泵壳体、叶轮、热屏蔽、泵径向轴承、主法兰、轴密封系统等组成。

1)泵壳

泵壳由低合金钢整体锻造而成,内表面堆焊超低碳不锈钢。

泵壳是主系统承压边界的一部分,其壁厚应能承受在事故工况下由接管传递的各种载荷。

即除考虑设计状态外,还应考虑事故工况下的最高工作压力、温度瞬态、地震载荷、管道破裂等各种载荷。

在疲劳方面应对泵在设计寿期内交变应力范围作出估计,并进行疲劳强度分析。

其结果均应满足ASME锅炉及受压容器规范第III篇核一级部件的要求。

关于泵壳最佳形状,美国、德国根据分析及试验资料,认为球形泵壳、径向出水的设计方案与传统的涡壳形泵壳、切向出水的方案相比,虽然水力效率较低,但相差甚微,而带来的优点是设计强度高,工艺简化,易于作探伤及产品质量检查。

泵壳材料,以美国西屋公司为代表的厂商采用18-8型不锈钢铸件。

由于整体铸造工艺困难,过去国外用三块铸件拼焊,1977年日本铸出第一只不锈钢整体泵壳,重量约30t。

2)转轴部件

泵轴由径向轴承(导轴承)及推力轴承支承。

其中泵轴靠叶轮上方的是水润滑导轴承,由于水的润滑性能差,而且水的粘度随温度的升高而降低,因此润滑轴承的水温一般应控制低于70,它由内部的冷却回路冷却。

轴承箱中装有上、下推力轴承及两只油润滑的导轴承。

推力轴承能承受双向轴向力。

由于主泵转速高,推力轴承功耗可达200kW左右。

为防止轴瓦温度过高,在润滑方式上采取了周密措施。

两只油润滑导轴承分别位于推力轴承的上、下方,它们使轴系有足够的刚度。

在泵轴穿过冷却剂系统的承压边界处,采用三级相同的串联布置的动压密封。

为了补充受控泄漏流(约0.8 )和防止主冷却剂进入轴密封区域,需由化容系统提供注入水(约1.5 )。

KSB公司设计的特点是:

即使注入水断失,高压密封水冷却器仍有能力冷却来自主系统的泄漏液。

泵轴和传动轴靠刚性端面齿联轴器联结。

这种型式的联轴器,在更换轴密封部件或碳质轴承后,能保证轴系具有良好的对中重现性。

总之,转轴部件结构复杂,是保障主泵机组可靠性的关键部件之一。

3)飞轮

对现有主泵机组来说,飞轮都装在电机内。

当发生断电事故时,飞轮是关系反应堆安全的重要因素,他的破坏将带来严重后果,因此,飞轮采用优质锻钢制成,并经过100%超声波探伤检查。

飞轮的主要功用是增加转轴部件的转动惯量,在断电事故时,维持反应堆冷却剂系统内必要的惯性流量,随后依靠自然循环,进一步带走反应堆衰变热量,以确保堆芯安全。

主泵转轴部件的功能与它的转动惯量及转速平方成正比,主泵惰转时间特性主要取决于主泵机组转动惯量。

4)电动机

主泵通常采用恒速鼠笼式感应电动机驱动。

电压为6000V或6600V,主泵同步转速在用50Hz电源时通常取1500rpm,用60Hz电源时通常取1200rpm。

与普通立式电动机相比,主泵用电动机在某些方面提出了更严格的要求。

例如,对电机绝缘提出特殊要求,由于安全壳内环境温度、湿度较高,且具有一定环境放射性水平,因而电机材料均应经过辐照性能试验。

此外,主泵电机要求充分通风冷却,一般采用空冷,再用设备冷却水来降低电机的排风温度。

综上所述,应用于核电厂的冷却剂泵,不仅结构复杂,而且工作条件苛刻,技术要求严格。

为保证主泵长期可靠运行,研制的样机不仅要在全尺寸主泵试验回路上进行长期的考核运行,而且要模拟核电厂实际条件,进行规定的异常工况试验,例如冷却水断失试验,注入水断失试验等。

用户还要求提供泵在冷态和热态运行条件下的性能曲线,以及启动和惰转性能曲线。

 

三、核反应堆冷却剂泵的工作原理

反应堆冷却剂泵机组是压水堆核电站的心脏设备,其功能是将一回路中的反应堆冷却剂进行升压,客服冷却剂在反应堆、蒸汽发生器,以及主回路管道中流动的阻力,促使反应堆冷却剂以大流量通过反应堆堆芯,把堆芯中产生的热量通过冷却剂传递到蒸汽发生器。

由于该安装在反应堆厂房的主回路中故通称为---主泵。

四、核反应堆冷却剂泵的分类

反应堆冷却剂泵可分为两大类:

屏蔽泵和轴密封泵。

  由于主泵以高温、高压、带有放射性的水作为工质,早期的压水堆动力装置采用了屏蔽泵以解决密封问题。

屏蔽泵又称无填料泵,泵的叶轮和电机转子连成一体,并装在同一只密封壳体内,因此消除了冷却剂外漏的可能性。

这种泵在核动力舰艇上早已使用,经验证明其工作是安全可靠的。

美国、苏联、法国的早期核电厂也曾使用屏蔽泵,但是存在以下问题:

  1)屏蔽泵效率低。

一般泵组效率只有50%~70%,例如法国舒慈核电厂主泵效率为66%,苏联于1973年建成的伏龙涅什电站三号机组,主泵效率仅52%。

对于大容量核电机组来说,显然不够经济。

  2)屏蔽电动机大部分零部件使用耐腐蚀材料制造,造价昂贵,难度较高。

  3)屏蔽电机若装设飞轮,液体的阻力将使泵机组效率降低到不可接受的程度,因此,屏蔽泵转动惯量通常很小。

为了保障反应堆安全,采用屏蔽泵的核电厂,必须对主泵供电的可靠性作更严格的要求。

  4)维修不方便。

  鉴于以上理由,屏蔽泵一般应用于容量较小的核能动力装置。

据1980年资料,最大的屏蔽泵功率为2260kW。

但也有人建议对屏蔽泵进行改进以用于常规锅炉及核电厂,例如有人提出采用湿定子的屏蔽泵,电机转子绕组使用特制的塑料绝缘导线绕成,水在电动机绕组间循环以加强冷却,由于没有屏蔽套,它的效率比一般屏蔽泵高,但因转子阻力大,仍比常规电机为低。

  随着对核电厂安全性和经济性要求的提高,并为适应大容量机组的要求,轴密封泵技术已趋成熟,它具有下列优点:

  1)采用常规的鼠笼式感应电机,成本降低,效率提高。

轴密封泵的效率一般比屏蔽泵高10%~30%。

  2)电机部分装设一只很重的飞轮,因而大大提高了机组的惰转性能,提高了发生全厂断电事故时反应堆堆芯的安全性。

  3)轴密封技术可以同样严格控制泄漏量,把安全壳的泄漏量控制在200左右。

  4)维修方便,轴密封结构更换仅需十小时左右。

  轴密封泵自1965年第一次作为压水堆核电厂主泵使用以来,已经迅速取代了屏蔽泵的地位。

但是,在某些场合下,例如舰船核推进,金属钠冷快堆,某些试验研究堆等,屏蔽泵仍起重要作用。

五、核反应堆冷却剂泵的现状及其发展

1 屏蔽式反应堆冷却剂泵

示例为美国核潜艇Nautilus号核动力装置使用的反应堆冷却剂泵。

该泵输送压力为14MPa的冷却剂,在3550rpm时流量为900,扬程为95m。

该泵由装在一个能承受系统全部压力的密封容器内的屏蔽电机驱动。

电机的定子绕组按常规结构制造,用一层薄的屏蔽套使电机线圈隔离,因此电机定子是干的,没有放射性元素对线圈带来的危险。

屏蔽套一般用因科镍(Inconel)或哈斯特罗(Hastelloy)合金制造。

由于转子浸没在液体中,回转阻力高以及屏蔽套有涡流损失,因此效率较低。

转子由两只径向轴承及一只止推轴承支承。

轴承由特种石墨制成,并由辅助工作轮使冷却剂通过电动机的间隙,径向与止推轴承构成强制循环,以此进行润滑和冷却。

电机内所产生的热量通过盘管式热交换器,由低压的设备冷却水导出。

2 轴密封式反应堆冷却剂泵

压水堆核电厂采用的轴密封式主泵一般为立式单级离心式或混流式泵。

美国西屋公司是反应堆冷却剂泵的主要制造厂之一,它所生产的三种典型主泵的工作参数如表1所示。

表1 西屋公司三种典型主泵的主要参数

 

参数

93D型(50Hz)

100型(60Hz)

100型(50Hz)

额定流量,

21350

22620

22260

额定流量时的扬程,m

86.31

100

100

额定效率,%

82

87

87

铸件重量,t

31.8

29

29

铸件直径,m

2.65

2.44

2.44

出水管口位置

切线方向

径向

径向

临界速度,rpm

2600

1610

1800

标准转动惯量,

2318

4636

2967

电机额定功率,kW

5147

5882

5882

同步转速,rpm

1500

1200

1500

以德国KSB公司为代表的反应堆冷却剂泵与西屋公司的产品基本结构形式不同。

上述两种典型产品的基本结构比较如下:

第一种结构(西屋型):

主要特征是泵轴与电机轴刚性联结。

转轴部件由三支点支承,推力轴承置于顶部,并与电机的高位径向轴承相结合。

这种型式的优点是结构紧凑,机组高度低。

但对电机轴和泵轴的对中要求十分严格。

第二种结构(KSB型):

主要特征是泵轴与电机轴柔性联结。

机组转轴分为三段—电机轴、泵轴及传动轴(或称主推力轴承轴),泵轴与传动轴之间则用刚性联结。

因此共有五只径向轴承及两只推力轴承(主推力轴承及在电机顶部的辅助推力轴承)。

这种型式的主要优点是泵轴及电机轴的对中要求有所降低。

在检修轴密封时,只需拆开泵轴与传动轴之间的刚性联轴器,用推力轴承自备的油压千斤顶将推力轴承整体顶起,不需拆下电机即可检修或更换轴密封。

这种型式的缺点是机组较高,推力轴承的负荷稍大。

除支承系统外,这两种型式主泵的大部分部件相似,现以KSB公司的RER700型主泵为例,说明结构特点。

该泵用于秦山核电厂,为立式、单级、导叶式混流泵(国外有时也称离心泵)。

其主要设计参数见表2。

表2 秦山核电厂主泵设计参数

 

流量

16100

扬程

75m

汽蚀余量

60m

转速

1488rpm

泵/电机总效率

79%

设计压力

17.2MPa

设计温度

350

电机额定功率

4500kW

电机电压

6000V

电机额定电流

509A

秦山核电厂(一期)采用的是KSB公司的RER700型主泵,它是立式、单级、导叶式混流泵(国外有时也称离心泵)。

其主要参数如上表所示。

该泵由泵壳及其安全端、转子部件、轴密封部件、轴承部件、油系统、轴封水和设冷水系统组成。

机组总高9.5 m,反应堆冷却剂从底部轴向进水,水平径向排出,从传动端看泵为逆时针方向旋转.

秦山核电二期工程和大亚湾核电站都是采用100D型反应堆冷却剂泵(RCP),大亚湾主泵是法国日蒙公司按照20世纪70年代从美国西屋公司引进的技术和法国RCC-M标准制造的;而秦山二期工程主泵是1995年由西屋公司设计的产品,除主泵泵壳是按照RCC-M标准制造外,其它部件完全是按照ASME等美国规范制造的。

目前国外生产轴封式主泵的厂家很多,美国有西屋、拜伦-杰克逊、宾汉等公司。

其中西屋公司的产品最多。

法国的法马通公司、意大利菲亚特公司、比利时的ACEC公司和日本三菱高砂制作所等,引进了西屋公司的技术,它们都能生产上述主泵。

德国KSB公司是西欧的主要核泵生产企业,其产品大量输出。

国外主泵生产厂家竞争非常激烈,美国西屋公司为了保持领先地位,总在不断更新主泵结构。

我国反应堆冷却剂主泵的设计和制造水平与发达国家的差距非常大,国内所有在运行和在建的核电站冷却剂主泵全部是从国外采购的。

只有出口巴基斯坦恰希玛一期30万千瓦核电站的主泵是沈阳水泵厂和哈尔滨电机厂与西德合作生产制造,国产化率达到50%。

其中泵壳是由中国第一重型机械集团加工制造,核泵轴、导流罩、隔热体等30余种关键部件的大锻件是中科院沈阳金属研究所负责研制的,机械密封等关键部件是从国外进口的。

沈阳水泵厂还建立了主泵综合试验回路,该回路是沈阳水泵厂参考大量国外资料自行设计开发建造的试验台架,能满足300MW~1300MW核主泵性能,测试和运转考核试验。

控制与仪表部分完全模拟核电站主泵控制设计要求,可考核主泵联锁设计的合理性及备测试仪表的可靠性。

主要设计参数:

工作温度20~288℃;设计温度350℃,工作压力3~15MPa;设计压力17.16Mpa,流量最大27000m3/h,功率8500kW。

沈阳水泵股份有限公司虽然是国内唯一一家具有核主泵设计制造能力的厂家,但是在设计制造百万千瓦级核电站主泵方面还有许多关键技术尚未突破。

六、个人对核反应堆冷却剂泵的见解

泵的节能:

电站虽然是电力生产单位,但同时也是用电大户。

主泵功率大,所以主泵的节能研究意义深远。

结构与材料:

轴封,轴承以及过流部件都是泵中的易损件,其使用寿命直接影响着泵的检修周期。

目前对轴承和密封的研究较多,虽然也对材料进行不断改进,但其提升空间仍然很大。

生产工艺和制造水平:

零部件失效一般都因材料的表面疲劳破坏引起,而提高材料的表面加工精度和表面处理工艺都是降低疲劳破坏的有效方式。

随着数控加工,激光技术,热处理工艺等技术的不断发展,材料的表面质量得到了改善,延长了零部件的使用寿命,可靠性提高,但国内的整体水平还处于国际边缘,因此还有待进一步提高。

七、参考文献

1、汪永平,赵守峰,袁玉俊等.2020年中国核能发展战略研究【J】.中国核科技报告,2005.

2、(美)K.c.利什.丁作义(译).核电站系统和设备.北京:

原子能出版社,1985.

3、关醒凡.现代泵技术手册.北京:

宇航出版社,1995

4、袁周,黄志坚.工业泵常见故障及维修技巧【M】.北京:

化学工业出版社,2008.

5、黄成铭.秦山核电站二期工程主泵与大亚湾核电站主泵的差异及其影响【J】.核动力工程(增刊),2003.

6、何希杰,朱广奇,劳学苏.泵类产品在电站中的应用及节能【J】.通用机械,2006.

7、王勤湖,李社坤,卢文跃等.压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响【J】.核动力工程(增刊),2005.

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