核电站压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究

压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究

发布者：张野, 王晓放, 介红恩发布时间：2010-2-2 12:23:00

内容摘要

作为调节核电站反应性的可溶毒物，硼酸广泛应用在压水堆冷却剂中。通过对其浓度的调节来控制长期反应性的变化。本文采用CFD手段对混流式核主泵的叶轮在多工况点下进行三维湍流流动数值模拟，得到了含有清水和不同浓度硼酸溶液作为工作介质的核主泵扬程、效率及功率等性能特性参数。结合实验数据，在压水堆安全工况下分析了冷却剂中硼酸浓度对核主泵水力特性参数的影响，并通过与清水介质比对，得到即使在极限硼酸浓度下冷却介质中硼酸浓度亦对核主泵性能影响较小的结论。研究结果可提高对核主泵性能预测的准确性，并对采用清水作为模拟介质的可行性提供理论依据。

正文

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反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump, RCP )又称核主泵，用于驱动高温、高压放射性冷却剂，使其循环流动，并连续不断地把核反应堆堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器，是一回路主系统中唯一高速旋转的设备[1]。当今世界上压水堆核电站广泛采用在冷却剂中添加硼酸进行反应性调节的方法，而硼酸溶液与普通清水相比，两者对核主泵等过流部件是否会产生不同影响？其对工质溶液的粘度、密度等物性参数的影响程度将直接关系到核主泵水力模型设计以及主泵性能参数如：流动损失、扬程、效率及轴功率等。目前，国内、外学者对于核反应堆一回路中硼酸溶液的研究主要集中在对一回路材料腐蚀的影响、硼稀释以及LOCA事故等方面, 获得一些重要结论[2~5]，对核主泵数值分析方面的研究主要集中在假设以清水作为工质情况下对其内部速度、压力场分布的预测[6~7]，其中对于硼酸溶液的物性对核主泵的影响研究尚未涉及。本文针对多流量工况和冷却剂中含有不同浓度硼酸溶液的多方案条件下进行数值研究，分析清水与硼酸溶液对核主泵性能影响的差异，着重研究了硼酸浓度对过流部件性的影响程度，并对使用数值计算方法预测核主泵性能中采用清水作为模拟介

质的可行性进行分析。

1. 压水堆一回路中含硼冷却剂特点

1.1 硼酸溶液的浓度范围

硼酸作为热中子吸收剂应用在压水堆一回路中，为了核电站的安全运行，应使慢化剂温度系数保持负值，因此对冷却剂中硼酸浓度有严格的规定。在燃料装载初期冷却剂中硼酸浓

度最大，随着反应进行，燃耗不断加深，硼酸浓度逐渐降低，当燃料耗尽时浓度为零；在反应堆稳定运行期间，硼酸浓度一般应小于2000ppm。而在停堆换料期间，为了保证吸收所有的热中子和停止裂变反应，要向回路中注入更高浓度的硼酸[2]，即便是在事故工况下，硼酸溶液的极限浓度一般也不可超过7000ppm （硼化时补硼溶液浓度）。表1为某核电站各运行工况下硼酸浓度数据[8]。

1.2 硼酸溶液的物性参数

硼酸溶液作为一回路中唯一直接流经核主泵的工质，与普通清水物性参数有所不同。而其物性参数直接影响着核主泵内部的流动损失等，为了准确预测核主泵的性能参数，并与清水做比较，分析硼酸对其性能的影响程度，必须获得硼酸在高温、高压条件下的物性。图1-2为国外某核电站在7.8MPa、555K条件下硼酸溶液与水溶液密度与动力粘度对比数据[5]。从图中不仅可以看出含有硼酸溶液的冷却剂密度和动力粘度大于清水溶液，并且随着硼酸浓度的增大，差异越来越显著。在硼酸浓度为2000ppm时，两者密度相差约为6.7‰，粘度相差约为10‰。图1-2中硼酸物性随浓度变化规律为用数值模拟方法来分析硼酸浓度对核主泵性能影响的研究提供了物性参数选取依据。

表1 某核电站各种工况下冷却剂的硼浓度

Tab.1 Boric acid concentration under conditions in nuclear power plant

运行工况有限增殖因数Keff 硼浓度（ppm）

初装料热态功率干净无棒插入 1 1152

初装料热态功率干净有平衡氙无棒插入 1 855

初装料热态零功率干净堆无棒插入 1 1225

初装料热态停堆干净无棒插入0.985 1376

初装料冷态堆干净无棒插入0.985 1318

换料停堆有棒0.90 1518

换料停堆无棒<0.90 2400

图1密度与硼浓度关系图2动力粘度与硼浓度关系

Fig.1 Density variation with boron concentration Fig.2 Viscosity variation with boron concentration

2. 数值模拟

2.1几何模型

计算模型为比转速ns=415的混流式泵，其设计参数如表2所示。计算区域为叶轮内部流道，为了获得充分发展湍流，叶轮进出口段有一定程度的延长。由于混合网格技术具有结构化与非结构化网格兼有的优点，并且生成方便、快速。因此选用混合网格对计算整个区域进行划分。图3为叶轮计算网格图，网格数为193192，图4为某核电站主泵叶轮图。

表2 相关设计参数

Tab.2 The parameters of design

基本参数取值

扬程H（m）>111.3

流量Q（m3/h）17886

转速n（r/min）1750

设计压力P（MPa）17.1

设计温度t（K）615

比转速ns 415

图3 核主泵叶轮计算网格图4 某核电站主泵叶轮图

Fig.3 Calculation grid of RCP impeller Fig.4 The impeller of RCP in PWR

2.2 控制方程及湍流模式

叶轮内部是极其复杂的三维粘性不可压流动，选用连续方程和雷诺时均N-S方程作为其控制方程组，对于稳态情况有：

连续方程：

（1）

N-S方程：

（2）

式中为流体密度；（=1，2，3）分别代表坐标；为方向的平均速度分量；为静压；为动力粘度。上述方程中引入新的未知量Reynolds应力项，要想使方程封闭，引入工程上应用最广泛的标准的模型：（3）

（4）

（5）

式中，为涡粘系数；为湍动能；为耗散率；为湍动能的生成项，由下式确定：

（6）

其中为湍流模型系数，分别取为0.09、1.0、1.3、1.44和1.92。

上述控制方程的离散为了获得比较高的精度各项均采用二阶迎风格式，压力速度耦合采用SIMPLE算法。

2.3边界条件及模拟分析方案

2.3.1 入口边界条件

叶轮入口给定为速度入口边界条件，采用均匀来流，速度方向垂直于入口截面。对于不可压缩流动以给定设计流量的核主泵模型选择速度入口比较适合。

2.3.2 出口边界条件

叶轮出口给定为压力出口，对于有回流情况的出口，收敛性较自由出流边界条件更容易收敛。

2.3.3 壁面条件

壁面采用无滑移条件，近壁区采用标准壁面函数法。

2.3.4 数值分析方案

数值模拟依据硼酸浓度的不同采用四种方案，如表3所示。其中方案A条件为模型泵的设计参数，压力为17.1Mpa，温度615K，清水介质；方案B、C、D条件为已知硼酸物性变化规律下的状态点，压力7.8Mpa、温度555K，为了研究正常工况下及出现最危险情况硼酸浓度对核主泵性能的影响程度，故硼酸浓度分别取为0ppm、2000ppm、10000ppm。

表3 模拟方案汇总表

Tab.3 Schemes of simulation

模拟方案压力MPa 温度K 硼酸浓度CB ppm

A 17.1 615 0

B 7.8 555 0

C 7.8 555 2000

D 7.8 555 10000

3. 计算结果及分析

硼酸溶液的粘度、密度物性参数由图1-2插值获得。基于上述模拟方法，对核主泵叶轮内流道进行多方案数值计算分析，通过对设计流量为Q和不同流量下的多工况数值模拟，获得了各工况主泵叶轮效率、扬程、轴功率等特性参数，结果汇总见表4。

表4 各流量点下数值模拟结果

Tab.4 Numerical results of simulation at different flow rate

方案A 方案B

流量扬程m 效率% 轴功率kw 扬程m 效率% 轴功率kw

0.70Q 187.10 87.331 4492.2 187.10 87.333 5469.0

0.85Q 163.86 88.723 4685.1 163.86 88.730 5703.8

1.00Q 140.49 89.352 469

2.5 140.49 89.357 5712.7

1.15Q 117.07 88.776 4525.9 117.07 88.778 5510.1

1.30Q 93.42 86.502 4190.1 93.41 86.502 5101.0

表5 各流量点下数值模拟结果（续）

Tab.5 Numerical results of simulation at different flow rate (Continued)

方案C 方案D

流量扬程m 效率% 轴功率kw 扬程m 效率% 轴功率kw

0.70Q 187.10 87.333 5498.3 187.10 87.336 5584.5

0.85Q 163.86 88.730 5734.4 163.85 88.732 5824.31

1.00Q 140.49 89.358 5743.6 140.48 89.360 5833.6

1.15Q 117.07 88.778 5539.6 117.07 88.779 5626.4

1.30Q 93.41 86.503 5128.4 93.41 86.505 5208.9

3.1 设计参数下A方案性能分析

从方案A的计算数据可以看出，某百万千瓦级核主泵在设计参数条件下，以清水为介质，数值计算得到的性能参数变化规律如下：随着入口流量的增大，扬程逐渐下降，符合一般泵的运行规律，并且在设计点处扬程满足设计要求；效率随着流量的增大先升高后降低，在设计点处达到最大值。当偏离设计流量时，效率下降明显，内部流动损失增大。

3.2 硼酸浓度对性能参数影响

从方案A和B可以看出，在清水（无硼）状态时，不同的压力与温度下，两种情况扬程几乎没有变化，这是因为扬程是指提供给介质的能量，只与泵本身的结构有关，而与输送介质的物性无关；随着温度的变化，清水的粘性相应的会有所变化，因此会对泵的效率有所影响，文献[9]中详细分析了泵在非设计工况下温度变化对效率的修正问题。本文中由于A和B温度变化较小，粘性变化不大，故效率相差较小，约为0.04‰；对方案C进行分析可知，在压水堆正常运行工况下，即一回路硼酸浓度小于2000ppm时，与相同压力、温度状态下清水作为工作介质的B方案相比较，仅仅核主泵的轴功率略有增加，约为5‰。这是因为随着硼酸浓度的增加，如图1所示，硼酸溶液的密度逐渐增大，在其他参数一定时，轴功率只与输送介质的密度成正比，故轴功率稍有增大。为了验证硼酸浓度对核主泵性能参数的影响程度，我们在D方案中假定即使硼酸浓度达到10000ppm时（超过极端工况数倍），计算结果显示核主泵的各项性能参数与B方案中清水作为工作介质相差亦很小，效率相差0.03‰，轴功率相差20‰。

通过上述方案对比可以看出，在工程误差允许范围内，对核主泵进行水力模型设计及数值计算时，硼酸浓度对核主泵性能影响可忽略不计。因此，为用清水近似作为核主泵工作介质来进行数值模拟分析提供了可靠的理论支撑。

4 结论

本文通过对核主泵叶轮在清水冷却剂与含有不同浓度硼酸溶液的冷却剂下的内部流动进行数值模拟，得到了其在不同流量条件下的特性参数，进一步研究了硼酸浓度对性能参数的影响，得到以下重要结论：（1）通过国外核电站的实验数据资料分析，获得了硼酸的物性参数，更加真实的反映了一回路核主泵的工作介质物性，为准确计算核主泵水力性能参数提供必要条件。

（2）通过对清水为冷却剂与不同浓度硼酸溶液为冷却剂的多方案、不同流量、不同硼酸浓度等情况计算结果进行对比分析，在核电站正常运行工况下，即一回路硼酸溶液小于2000ppm时，对核主泵水力性能参数影响甚微。即使在不可能达到的极限硼酸浓度下，其对核主泵扬程、效率等性能影响亦很小。

（3）为用清水近似作为工作介质对核主泵水力性能预测进行数值研究提供可行性验证。

参考文献：

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基金项目：973国家重点基础研究资助项目（2009CB724303）；

作者简介：张野（1896-），男，研究生，从事流体机械及核主泵数值模拟研究Email：

dlutyezhang@https://www.360docs.net/doc/ca42673.html,；王晓放（1960-），女，教授，博士生导师，从事叶轮机械及核主泵关键技术研究；介红恩（1982-），博士生，从事计算流体力学研究。

核电厂通用机械设备之泵篇

核电厂通用机械设备之泵篇一泵的概述泵是将原动机的机械能转换成液体的压力能和动能从而实现流体定向运输的动力设备。泵在现代核电长的运行过程中，占有相当重要的位置，它是核电厂中应用较多的动力机械设备。在核电厂一、二回路及其核辅助系统和非核辅助系统中，只要有液体输送的地方，就离不开泵，泵所输送的液体有水、化学溶液、药剂、油类以及液态金属等。如反应堆冷却剂回路的主泵、蒸汽回路中的主给水泵、凝结水泵、循环冷却水系统的循环冷却泵以及核与非核辅助系统的高、低压安注泵、上充泵、安全喷淋泵、辅助给水泵、设备冷却水、废液输送泵、核岛重要生水泵、常规岛冷却水泵、分离段疏水泵、辅助冷却水泵、主油泵、润滑油泵、生活上水泵等等。核电厂二回路如图一所示。图一：核电厂二回路示意图二核电站最常用泵的分类与其他工业用泵一样，核电站最常用的泵按工作原理分类有叶片泵、容积泵和其它类型的泵，分述如下： 1.叶片泵：（1）离心泵：液体流出叶轮的方向与主轴垂直，或装有离心式叶轮的泵。 ①单极离心泵：单吸式离心泵；双吸式离心泵 ②多级离心泵在田湾核电站中，这类多级泵有安全壳喷淋泵（低压安注泵，余热排除泵）、高压安注泵、大流量上充泵（转子芯包如图二所示）、主给水泵、辅助给水泵、凝结水泵以及蒸汽发生器排污泵等等。

图二：大流量上充泵的多级转子芯包（2）轴流泵（固定叶片；可调叶片）：液体流出叶轮的方向与主轴平行，或装有轴流式叶轮的泵。（3）混流泵（蜗壳式；导叶式）：液体流出叶轮的方向与主轴不垂直也不平行，或装混流式叶轮的泵。可作为大容量机组的循环水泵。（4）旋涡泵：是一种特殊类型的离心泵，叶轮是一个圆盘，四周铣有凹槽的叶片成辐射状排列。（5）屏蔽泵（离心泵的一种）：在压水堆的冷却剂主循环泵即为屏蔽泵。 2.容积泵（1）往复泵：活塞泵、隔膜泵、软管泵等（2）回转泵：齿轮泵、滑片泵、螺杆泵等 3.其它类型的泵（1）喷射泵（2）真空泵三泵的主要部件下面以最常见的离心泵为例介绍泵的主要部件。离心泵的主要部件有叶轮、吸入室、压出室、导叶、密封装置和泵轴等。可在图三中找到相应的主要部件。

反应堆主冷却剂泵

冷却剂泵一概述冷却剂泵的功能反应堆冷却剂泵，简称主泵，其主要功能是使一回路冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热量传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，推动汽轮机做功。它是压水堆核电站的关键设备之一，也是反应堆冷却剂系统中唯一的回转机械设备。冷却剂泵的基本要求 a.能够长期在无人维护条件下安全可靠的工作 b.便于维修，辅助系统简单 c.主泵转动组件能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰性提供足够冷却剂流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却 d.过流零部件表面采用奥氏体不锈钢，或者其它同等耐腐蚀材料 e.带放射性的冷却剂泄漏要尽量少冷却剂泵的分类 a.密封泵，也称屏蔽泵或无填料泵，泵的叶轮和电机转子连成一体，并装在同一密封壳体内，消除了冷却剂外漏的可能性，密封性能非常好 b.立式单级离心泵，泵的电动机与水泵泵体分开组装，中间以短轴相接。能基本保证一回路与环境的密封，电动机顶部装有惯性飞轮，在电源失去情况下，可延长主泵的惰转时间密封泵存在的问题 a.密封泵效率低，一般泵组效率只有50~70% b.密封电动机大部分使用耐腐蚀材料制造，造价昂贵，难度较高 c.密封电机若设飞轮，液体的阻力将使泵机组效率降到不可接受的程度，因此密封泵无飞轮，转动惯量通常很小，为保障反应堆安全，必须对主泵供电的可靠性做更严格的要求 d.维修不方便立式单级离心泵的优点 a.采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低，效率提高，效率一般比密封泵高10~30% b.电机部分装有很大的飞轮，大大提高了机组的惰转性能，提高了发生断电事故时堆芯的安全性 c.轴密封技术可以同样严格控制一回路冷却剂泄漏量，一般控制在200立方厘米/h d.维修方便，轴封结构更换仅需十小时左右二冷却剂泵的结构冷却剂泵的结构组成 a.水力机械部件 b.轴密封部件 c.电动机驱动部件 1.水力机械部件 a.泵体包括泵壳、导叶、进水导管、叶轮、泵轴承，形状近似圆球形，材料为不锈钢 b.热屏安装在叶轮上方，阻止反应堆冷却剂的热量向泵上部传导，避免轴承以及水力机械部件的轴封受到损坏。由紧固法兰、防护套筒、蛇形管换热器及蛇形管进出口管嘴组成，蛇形管内流有35度的冷却用水，由设备冷却水系统（RRI）提供，使得热屏以上部件的温度工作在90度左右的环境中 c.泵轴承位于热屏与轴封之间，为泵提供径向支承和对中。用水润滑轴承，浸没在水中 d.轴封水来自化学和容积控制系统的高压冷水用作轴封、轴承润滑和冷却

核电用泵振动问题

核电用泵振动问题针对核电站泵类设备存在的振动问题进行原因分析，按泵组设计、制造与安装、外部因素三方面进行总结并提出解决方案。结果表明，泵组设计合理、生产制造无缺陷，并且设备安装满足要求，运行工况与设计工况相吻合，可以减轻泵组振动。对频谱分析法解决振动问题进行介绍，合理利用可有利于振动问题的解决。标签：振动；泵；设计 Abstract：Based on the analysis of the vibration problems of pump equipment in nuclear power plant，the paper summarizes the pump group design，manufacture and installation and external factors，and puts forward the solutions. The results show that the pump group has reasonable design，no defects in production and manufacture，and the installation of the equipment meets the requirements，and the operating conditions are consistent with the design conditions，which can reduce the vibration of the pump group. The paper introduces how to solve the vibration problem by spectrum analysis，and the reasonable utilization can be helpful to solve the vibration problem. Keywords：vibration；pump；design 1 概述根據各国能源结构调整要求，核电建设迎来新发展。核能属于清洁能源，相对于传统火电，不会向大气中排放污染物质造成空气污染，无碳排放不会加重温室效应；相对于其他清洁能源有能量密度高、运营成本低、不受季节和气候影响等优点，能以额定功率长期稳定运行，满足基荷电源可靠、经济、充足和清洁四大要求，是能够替代化石能源基荷电源的最佳选择。核电站泵类设备包括核安全级与非安全级，泵的型式包括离心泵、屏蔽泵、容积式泵等，两个机组共计200余台。核电建设严格按项目三级进度计划执行，安装调试时间短，而泵类设备在现场调试问题多，尤其是振动问题原因复杂，不易解决。核电站部分泵无备用泵，振动过大不仅影响运行工况及泵组寿命，如需停泵检修，甚至会影响核电站的效益与安全，所以泵组可靠稳定运行尤为重要。本文对核电用泵振动问题普遍原因进行分析并提出解决方案。 2 振动级别及判定方法泵类设备技术规格书对振动要求一般引用ISO 10816-1《在非旋转部件上测量评价机器的振动》与JB/T 8097《泵的振动测量与评价方法》，通过泵组中心高与转速确定类别，根据类别和振动级别（一般要求B级）确定振动考核值。振动指标一般为振速，部分设备考核振速及振幅。核电泵类设备一般考核全流量的

核电站用泵的抗震分析

https://www.360docs.net/doc/ca42673.html, 2009年第9期通用机械 64 GM in Electric Power 大连大学二、地震的输入及抗震分析要求地震输入其实就是确定地震时设备所在标高楼层图1 楼层反应谱地震谱通常分为O B E（运行基准地震楼层反应【摘要】析的重视。【关键词】分析一、前言加”——“A 醒核电站一定要重视设备的抗震性能。

2009年第9期 https://www.360docs.net/doc/ca42673.html, 65 通用机械 GM in Electric Power 谱）和S S E（安全停堆地震楼层反应谱），或者叫S L1（运行安全地震楼层反应谱）和S L2（极限安全地震楼层反应谱）。谱线中有将X 、Y 、Z 方向分别描述的，也有在一张谱线中体现的。每张谱线通常会包含五条阻尼曲线，分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。对于泵产品O B E的阻尼比值通常是临界阻尼的2%，而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。抗震分析的目的在于证明泵设备在O B E和S S E地震期间或之后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。通常要求如下分析。 1）承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。2）泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。3）在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。三、抗震分析程序、机构和方法国内目前采用的抗震分析都是通过计算机模拟实体进行有限元分析，而多数泵制造厂没有该方面的程序或者程序不够权威或专业，所以只能求助于各大科研院所和核电设计院。仅以清华大学为例，根据泵厂提供的设备设计制造图样，采用三维C A D软件建立泵的几何模型，在MSC.Patran软件中建立泵的有限元分析模型，采用MSC.Nastran有限元程序进行抗震分析，并根据分析结果来校验泵各部位是否满足上述抗震要求。M S C.Nastran和MSC.Patran均是当前国际上比较权威的结构分析软件，被我国相关审查机关所认可。早期也用Super S A P w i n d o w s，它是美国A L G O R公司开发的一个结构分析程序。四、分析过程 1.计算模型的建立利用有限元分析程序进行分析首先要构建模型，建造的模型要与程序中的数学基础相符合，规定的假设条件尽可能与真实设备结构相近，模型的单元划分要合理。根据泵体、轴承箱和底座的几何结构特点，将其简化成若干集中质量单元、梁单元和实体单元，然后建模。以大连苏尔寿泵及压缩机有限公司承制的设备冷却水泵为例，将叶轮、耐磨板和连轴器等作为集中质量处理；泵体、轴承箱在同一轴线上，泵轴用梁单元来模拟；泵体、轴承箱和底座都用实体单元描述。实体网格采用10节点4面体单元，包含泵体、出入口法兰、轴承箱和底座。泵体内水的质量被平均分配到泵体上。泵轴上相连的部件按照相应的集中质量表示，整个模型共有2个质量单元，54个梁单元，171 839个实体单元，300 044个节点。另外在两个法兰上还有两个多点约束单元，用于向法兰施加接管载荷中的3个力矩。有限元网格模型如图2所示。图2 有限元网格模型 2.模态分析抗震计算的第一步是对结构进行模态分析，以了解结构的基本动力学特性。对上面描述的有限元模型进行模态分析，得到其前5阶或10阶固有频率和各震形图。卧式泵结构简单，壳体等部件通常其基频（最低共振频率）高于截断频率 (其值通常接近33H z)，可认为其是刚性的；而立式泵的结构复杂，常有较大的偏心质量，固有频率较低，不能假设它们是刚性的。泵的1阶固有频率大于截断频率，振型图为整体振型，可判定其为刚性设备，根据核安全法规H A F0215，对刚性设备进行抗震分析时可以采用等效静力法。按照楼层反应谱，读取零周期时X 、Y 、Z 方向的加速度。进行地震分析时，将3个方向的加速度乘以安全系数1.5后，以惯性力方式加载在质心。 3.材料特性、应力极限准则和载荷组合核电站用泵的各部件的材料的力学性能参数不

软管泵在核电厂中的应用.docx

软管泵在核电厂中的应用本文针对中核核电运行管理有限公司三厂的RSW（海水冷却水系统）的出口取样系统在运行中出现的问题进行分析，并提出了解决方案，运用软管泵对系统进行优化，使系统能够实现其设计功能，并可靠连续的运行。 1.RSW出口取样系统概述 RSW的出口取样系统功能是对RSW（Raw Service Water System海水冷却水系统）出口排水总管中的海水进行连续取样。 2.系统运行中出现的问题 RSW出口取样系统自投入运行以来出现很多次故障，由于设计问题和设备故障导致系统功能不能实现。 2.1.取样循环泵P7在低潮位时运行不可靠，不能稳定的从RSW出口排水总管中把水抽到P7入口管线，这样就不能为计量泵P8提供取样流。 2.2.取样循环泵P7运行时出口压力过大，导致计量泵P8进出口联通，P8失去流量调节能力，出口流量过大。 2.3.我厂的海水泥沙含量过大，导致设备故障频发，通过对P8解体检查发现P8内部被淤泥堵死。 3.RSW出口取样系统变更为了解决RSW出口取样系统存在的问题，要对RSW出口取样系统进行变更。

对取样循环泵进行重新选型。要选择高吸程，低扬程并且耐腐蚀，不易被泥沙淤堵的取样循环泵。经过调研，选择新型的软管泵作为取样循环泵。软管泵转子转动时转子上突出的闸瓦通过转子的旋转运动压缩软管，迫使液体通过软管。闸瓦转过一定角度之后，软管会由于其材料所具有的机械性能而立即恢复形状。这样通过转子连续的转动将液体吸入软管。当转子转过180°时，第二个闸瓦会接着压缩软管。由于转子的连续转动，不仅会吸入新的液体，而且闸瓦还会将已有的液体压出。当第一个闸瓦离开软管时，第二个闸瓦已经将泵软管关闭，防止液体回流。这种排液方法也称为“正向排液原理”。这种软管泵具有吸程大、扬程低、耐腐蚀、不易堵塞的优点。同时，软管泵出口的流量恒定，可以同时替代计量泵的功能。选择软管泵作为取样循环泵，将计量泵拆除。为了消除海水潮位对进入取样罐TK6的流量的影响，在软管泵后增加一个微型的软管泵，用这个微型软管泵维持进入取样罐TK6的流量恒定。采用微型软管泵维持进入取样罐TK6的流量恒定。这种方法简单，对系统的管线变更较小，易于实现，同时，选取出口设计流量在1L/h 的微型流量泵，可以将取样罐入口隔离阀V4302全开，不用将其节流，这样避免阀门开度过小时泥沙淤积。增加微型软管泵后，不论在高潮位还是低潮位，同一转速下，取样罐入口流量基本保持恒定，达到设计要求。

压水堆核电厂：反应堆冷却剂系统(RCP)(84页)

1. 引言压水堆核电厂的组成如图0-1所示。通常可以分为三大部分： 1．核的系统和设备部分，又称核岛； 2．常规的系统和设备部分，又称常规岛； 3．电气系统和设备。核岛由以下几部分组成: （1）反应堆及一回路主系统和设备（主管道、冷却剂主泵、蒸汽发生器、稳压器及卸压箱等）；（2）一回路主要辅助系统：如化学和容积控制系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼和水补给系统（REA）等。（3）专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）等。（4）与安全壳相关的通风系统：如安全壳换气通风系统（EBA）、大气监测系统（ETY）等。（5）三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼回收系统（TEP）等。（6）其它系统：核岛系统中的反应堆、一回路主系统和设备以及余热排出系统安置在安全壳内，核岛系统的其余部分的大部分设备安装在安全壳外的核辅助厂房内。压水堆核电厂的常规岛包括那些与常规火力发电厂相似的系统及设备，主要有：（1）蒸汽系统:如主蒸汽系统（VVP）、汽水分离再热系统（GSS）等；（2）给水系统:如凝结水系统（CEX）、除氧器系统（ADG）等；（3）汽机及其辅助系统:如汽轮机润滑、顶轴和盘车系统（GGR）（4）外围系统:如核岛除盐水分配系统（SED）、循环水处理系统（CTE）等。电气部分是电厂的一个重要组成部分，它主要包括以下系统及设备： a)发电机及其辅助系统，如发电机定子冷却水系统（GST），发电机励磁和电压调节系统（GEX）等。 b)厂内外电源系统，如LGA，LGB，LLA，LNA等。

图0-1 压水堆核电厂的组成

AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点

AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。该蒸汽发生器是呈倒U状的。 1 该屏蔽电机的优势 APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。图1为主泵结构示意图。APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。（1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸

的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。（2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。（3）由于设备构造大大简化，所以不会造成飞轮破裂的问题，避免导致安全壳的损坏。（4）轴承的润滑方式是水润滑，即便出现火情也会得到有效控制，和旧有的油润滑方式相比具有非常明显的优势，大大提高了整个核电厂的安全水平。（5）主泵部位直接连接于蒸发器的下封头，主泵和蒸发器之间的冷却剂主管道被移除，减少了环路的压强，泵的支撑变得更为简便。（6）此轴的推力较小，顶轴系统也被移除，结构得到了大大简化。 2 AP1000屏蔽电机存在的问题另外，AP1000所选用的主泵是专门为AP1000堆型量身设计的，世界上至今还没有如此大容量的屏蔽式主泵运行的先例，设计的完善性还有待时间的考验。其功率大，有惰转要求，对零部件的加工、焊接、装配和轴承润滑的要求极高，而且必须在1：1的试验回路上进行试验，在各种性能都满足APl000核电站要求后，才能正式投人产品的生产川。屏蔽式电动泵的制造技术较难掌握，加工精度高，配件属非商品级的，国产化难度大，目前AP1000主泵的国产化任务由沈阳鼓风机厂和哈尔滨电机厂承担。在技术转让中我们需要关注以下内容：（1）屏蔽泵造价昂贵，综合运行效率（60%）低于轴封式主泵，应全面跟踪产品的设计、制造、验证全过程。（2）已有运行经验的同类参考屏蔽电机没有飞轮，而AP1000主泵屏蔽电机有上下2个飞轮。应关注飞轮的结构设计、制造工艺及其

软管泵在核电厂中的应用正式版

Through the reasonable organization of the production process, effective use of production resources to carry out production activities, to achieve the desired goal. 软管泵在核电厂中的应用正式版

软管泵在核电厂中的应用正式版下载提示：此安全管理资料适用于生产计划、生产组织以及生产控制环境中，通过合理组织生产过程，有效利用生产资源，经济合理地进行生产活动，以达到预期的生产目标和实现管理工作结果的把控。文档可以直接使用，也可根据实际需要修订后使用。本文针对中核核电运行管理有限公司三厂的RSW（海水冷却水系统）的出口取样系统在运行中出现的问题进行分析，并提出了解决方案，运用软管泵对系统进行优化，使系统能够实现其设计功能，并可靠连续的运行。 1.RSW出口取样系统概述 RSW的出口取样系统功能是对RSW （Raw Service Water System海水冷却水系统）出口排水总管中的海水进行连续取样。 2.系统运行中出现的问题

RSW出口取样系统自投入运行以来出现很多次故障，由于设计问题和设备故障导致系统功能不能实现。 2.1.取样循环泵P7在低潮位时运行不可靠，不能稳定的从RSW出口排水总管中把水抽到P7入口管线，这样就不能为计量泵P8提供取样流。 2.2.取样循环泵P7运行时出口压力过大，导致计量泵P8进出口联通，P8失去流量调节能力，出口流量过大。 2.3.我厂的海水泥沙含量过大，导致设备故障频发，通过对P8解体检查发现P8内部被淤泥堵死。 3.RSW出口取样系统变更为了解决RSW出口取样系统存在的问

核电用泵知识整理

东方电气集团作为国内核岛设备生产的骨干企业，是未来核电高速发展受益最大的企业。到2020年，在运行核电装机容量4000万千瓦；在建核电装机容量1800万千瓦，就要求从20 06年开始每年新开工3个100万千瓦核电机组。假设100万千瓦核电机组的总投资额和岭澳二期保持相同水平，并且假设国产化比率保持目前的水平，按东方电气集团45％的市场占有率进行计算，每年东方锅炉从核电项目中获取的订单为26.3亿元人币，每年东方电机从核电项目中获取的新增订单为8.96亿元人币。相对于常规的电站锅炉，核电设备具有更高的利润率。上海电气作为国内核岛和核电设备生产的主要企业，在核岛设备领域每年获得的订单约为2 6.3亿元左右，在常规岛设备领域每年获得的订单在12.61亿元左右。哈动力作为国内常规岛设备生产的主要企业，公司在常规岛设备领域实力较强。哈空调是中国最大的石化空冷器、电站空冷器、电站燉核电站空调机组生产基地，是中国核工业总公司确定的生产核电站大型成套空气处理机组的定点生产企业。市场观察：世界核电用泵市场显著增长 https://www.360docs.net/doc/ca42673.html,/ 2008-10-11 9:43:42 国际能源网网友评论泵行业产品质量的深层次发展，近五年来泵行业主要泵制造商对产品质量越来越重视。一方面实施全球化发展战略的泵企业在重视品牌质量的同时，更加注重泵类产品的内在质量和外在质量。另一方面以国内市场为主的大多数泵企业也充分认识到产品质量的好坏直接影响到市场的成败，认识到了产品质量的好坏，市场是最好的裁判。然而应当看到，在中国泵业市场兴旺发展和竞争日趋激烈的今天，泵行业制造企业对产品质量的重视和认识水平都应上升到一个新的层次。 ①树立质量在经济发展中的战略地位，真正唤起全行业的质量意识，加快质量工作步伐，尽快解决质量问题，提高泵行业产品质量在国际上的竞争能力。 ②质量的改进与提高应该以客户的需求为准则，以用户的感受为终结。 ③质量的概念不仅仅反映在产品上，而且还要反映在公司的各项活动中，不仅仅关心产品质量，而且还要关心广告质量、服务质量、产品标识，送货和售后服务等质量。世界核电用泵市场显著增长。近年来随着世界受石油和天然气价格飚升和废气排放压力的影响，核能越来越显示出其诱惑力，因此近几年来核电用泵的需求显著增长。国际能源机构日前提出倡议，希望各国协助推动新核电站的建设，以保护能源供应，并防止环境灾害。目前主要有三个国家拟扩大核电站建设：中国拟新建60个左右核反应堆；印度计划兴建30座核反应堆；俄罗斯则为了节约其珍贵的石油和天然气资源的国内消耗而将其用于出口，正计划新建31座核反应堆。欧洲和美国也在跃跃欲试，芬兰和法国准备利用法德合作开发的欧洲压水反应堆来建造当今最先进的核电站；波罗的海三国决定合作建新核电站；美国准备将其核电生产量扩大三分之一。因此未来十年内世界核电用泵的市场需求将呈现明显增长的趋势。

核电站反应堆冷却剂系统讲义参考模板

核电站反应堆冷却剂系统讲义

本讲义是针对一回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个方面：一回路主回路系统（RCP），一回路辅助系统（RCV、REA 、RRA、PTR），核安全系统（RIS、EAS、ASG）等。故我们的学习应该从这三方面入手分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使大家对OJT206的知识有一个全面的了解。第一章、反应堆冷却剂系统（RCP）反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运行至关紧要的主要设备。反应堆冷却剂系统与压力壳一起组成一回路压力边界，成为防止放射性物质外泄的第二道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。大亚湾压水堆电站一回路冷却剂系统由对称并联到压力壳进出口接管上的三条密封环路构成。每条环路由一台冷却剂主泵、一台蒸汽发生器以及相应的管道、阀门组成。整个一回路共用一台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压力依靠稳压器的电加热元件和喷雾器自动调节保持稳定。一、RCP系统的主要安全功能和要求 RCP系统的主要功能是利用主泵驱使一回路冷却剂强迫循环流动，将堆芯核燃料裂变产生的热量带出堆外，通过蒸汽发生器传给二回路给水产生蒸汽，冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯，防止燃料元件棒烧毁。压力壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产生的快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂水中溶有硼酸，因此堆内含硼冷却剂又可作为中子吸收剂。根据工况需要调节冷却剂中含硼浓度，可配合控制棒组件用以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器用于控制一回路冷却剂系统压力，以防止堆芯产生偏离泡核沸腾。当一回路冷却剂系统压力过高时，稳压器安全阀则能实现超压保护。当发生作为第一道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时，RCP系统的压力边界可作为防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障。为此，对RCP系统安全功能和设计的要求是： 1．系统应提供足够的传递热量的能力，能将堆芯产生的热量带出并传给二回路介质。 2．在正常运行及预期瞬态工况下能对堆芯提供适当的冷却，并保证足够的烧毁余量，防止发生燃料包壳损伤。在事故工况下，为保证反应堆具有冷源，系统的布置要能够使冷却剂淹没堆芯并形成充分的自然循环，以导出堆芯余热，避免燃料超过温度极限。 3．系统应做到冷却剂中含硼浓度均匀；能限制冷却剂温度变化的速率，以保证不出现由这些因素而引起的反应性变化失控。 4．RCP压力边界应能适应与运行瞬态工况相应的温度、压力，并留有余度。 5．任一冷却剂环路管道断裂，不会导致其他管道的损坏，并仍能确保堆芯的冷却。 6．主泵应能提供足够的流量以满足热量转移和堆芯冷却要求。系统和主泵在事故状态下应具有足够的惯性流量；即使在一台主泵转子卡死时也不影响堆芯冷却。 7．蒸汽发生器是系统中唯一与二回路存在交界面的设备，因此要求蒸汽发生器的管子、管板的边界面尽可能避免将堆芯产生的放射性物质泄漏到二回路系统。 8．应能对系统进行泄漏检测。对预料的泄漏，如压力壳密封、主泵及某些阀杆的密封，应通过引漏系统进行收集，防止一回路冷却剂释放到安全壳空间。 9．稳压器应能维持系统正常运行压力，在电站负荷变化和冷却剂温度、体积变化时，压力能被限制在规定的范围内。在电站满功率下甩负荷而反应堆功率未能及时跟踪情况下，反应堆与汽轮机功率失配而引起系统压力上升时，稳压器超压保护应能及时动作。安全阀的排放能力应能使压力波动限制在规定范围内。

核电站反应堆冷却剂系统_讲义

核电站反应堆冷却剂系统核电站反应堆冷却剂系统讲义

反应堆冷却剂系统(RCP)

反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统(RCP)，又称一回路主系统(图1-1)，有以下功能： 1.它的主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽; 2.在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热中子能量; 3.反应堆冷却剂中溶有硼酸，可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化; 4.系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力，以防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾现象; 图 1-1 反应堆冷却剂 5.在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏的第二道屏障。二、设计基础

反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准：压力15.5MPa(abs)，满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ;按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计;所有冷却剂系统(RCP)设备都按能适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h。整个反应堆冷却剂系统(RCP)的设计遵照有关文件的规定，在核电厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。三、系统描述 1.传热环路 RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。在运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器在冷却剂环路中循环。作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路系统，最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段，主泵和压力容器入口间称为环路冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。 2.压力调节原理 RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。稳压器通过波动管接到1号环路热段。压力控制通过电加热器和喷淋阀的动作实现。喷淋系统由两条冷段供水，并通过喷淋接管接到稳压器的顶封头。加热器安装在稳压器的底部。由三个安全阀组提供超压保护。三个安全阀组通过三条没有保温的、形成环路的管道与稳压器顶封头上的接管连接。这些环路形管道在每个安全阀的上游可以构成水封，防止氢气的任何泄漏。每个阀组由两台串联安装的先导式安全阀组成：上游的阀门具有安全功能，如果该阀门关闭失效，下游阀门即具有隔离功能。安全阀排汽进入稳压器卸压箱。卸压箱还收集某些阀门阀杆的引漏和位于安全壳内的其它卸压阀的排放。卸压箱底部贮水，水内有由设备冷却水系统冷却的盘管，上部有喷淋管，上部空间充有氮气。 3.温度检测旁路(RTD) 每条冷却剂环路热段和冷段的温度在蒸汽发生器旁路管线和反应堆冷却剂泵旁路管线上分别测量。RTD(resistance temperature detector)的热段旁路接管呈勺形，在一个横截面上布置成1200间隔，插入反应堆冷却剂中，以便为RTD支管收集具有代表性的温度样品。由于泵的搅混作用，对于冷段温度的测量，仅需要在反应堆冷却剂泵的排出端上布置一个接管。两条旁路管线的流量收集到一根装有流量计的公共回流管线中，并且接到蒸汽发生器与泵之间的过渡段管道上。为了平衡冷段和热段旁路之间流量率，冷段旁路管线装有一个流量限制器。 4.与辅助系统的连接

核反应堆冷却剂泵

核反应堆冷却剂泵姓名：张国玉班级：J动力（流体）1201 学号：4121104013

目录一、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30 t。 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，

AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

AP1000堆型反应堆冷却剂系统主要设备安装技术发表时间：2019-11-07T11:33:30.643Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年16期作者：李仕杰[导读] 反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。李仕杰江苏核电有限公司江苏 222042 摘要：反应堆冷却剂系统（RCS）的主要功能是将堆芯产生的热量传递给二回路系统，同时还可进行中子慢化、反应性控制以及冷却剂压力的控制，是核电厂最重要的工艺系统。本文详细探讨了AP1000堆型反应堆冷却剂系统的主要设备安装技术。关键词：反应堆冷却剂系统；主设备；安装技术反应堆冷却剂系统是压水堆核电站的“心脏”，其安装技术水平直接影响核电厂的运行参数和性能，甚至影响核电站的安全性能，同时，优异的安装质量也是核电站高效运行的重要保证。另外，反应堆冷却剂系统作为AP1000堆型核心系统，其设备本体特征及安装要求都有很大的改进。一、反应堆冷却剂系统概述反应堆冷却剂系统又称为一回路系统，具有冷却堆芯、传递热量、压力条件以及超压保护等功能。其主要设备有压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、主管道、稳压器、波动管。二、RCS系统主设备安装 AP1000堆型反应堆冷却剂系统（RCS）设计位于反应堆厂房中的两个最大的结构模块CA01与CA04中，其中蒸汽发生器、稳压器和压力容器均固定在两个结构模块的混凝土基础上。因整个结构模块设计紧凑，布局空间狭小，且所有主要设备均具有重量大、施工工艺复杂、安装精度要求高的特点，对反应堆冷却剂系统主要设备安装的要求极为苛刻。若施工工序稍有偏差，将对安装质量造成重大影响。因此，对主要设备的施工逻辑和安装技术进行详细而深入的研究显得尤为重要。根据结构模块和反应堆冷却剂系统的特点，可总结出主要设备的施工逻辑。以压力容器为系统的“心脏”，主管道为系统的“主动静脉”，严丝合密的串联蒸汽发生器与压力容器，待蒸汽发生器定位后悬挂反应堆冷却剂泵，最后，通过波动管和稳压器的组合，完成了整个反应堆冷却剂核心系统的安装。 1、反应堆压力容器（RPV）的引入安装。在核岛反应堆厂房中心的CA04结构模块中，RPV通过其冷段管嘴下的支撑平台就位于结构模块CA04顶法兰上部的支撑上。支撑通过定位螺栓加地脚锚固螺栓固定，反应堆容器的荷载通过锚固螺栓的支撑巧妙地转移到结构模块周围的混凝土内部结构中。其中，反应堆压力容器的安装逻辑还包括七个其它主要物项，即模块CA04顶法兰、RPV支撑嵌入件、CA04结构模块、混凝土基础、检测井管、RPV筒体保温、RPV支撑。其中，反应堆压力容器RV作为包容堆芯核燃料、控制部件、堆内构件和反应堆冷却剂的承压容器，是反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备，由通体、顶盖、主管道接管、以及O形环、螺栓螺母组成。而RV支撑作为核反应堆压力容器的主要支撑部件，RV支撑的安装施工精度和质量直接关系到核电站压力容器安装及运行。反应堆压力容器支撑由位于主管道进管嘴下4个单独的空气冷却的箱型结构组成。支撑结构最终将反应堆压力容器载荷传递给一次屏蔽墙（CA01结构模块墙体）混凝土中竖向和横向的预埋件，从而使反应堆压力容器平稳运行。 2、主管道（RCL）引入及二次建模安装。反应堆压力容器（RPV）安装定位完成后，应考虑主管道与蒸汽发生器安装间的密切配合和相互穿插。主管道安装核心是如何控制坡口及其组对焊接，应根据蒸汽发生器（SG）完工尺寸和RPV定位尺寸进行。根据实测的RPV实际位置数据和蒸汽发生器SG的定位数据，完成三维虚拟实体建模，再对坡口加工尺寸和位置进行模拟计算。在主管道和压力容器的一侧焊接完成后，因焊接变形和热应力的影响，致使主管道SG端会产生偏移，这与一次建模模拟数据不尽相同。此时，有必要结合SG的安装要求，通过二次建模对其进行测量，以完成SG端面的坡口加工。为保证焊缝在自然状态下能自由收缩而进行的主管道重量再平衡是整个安装过程中的一个关键突破。根据焊接工艺评定数据，当单根焊缝完成50%时，主管道焊接基本上达到焊缝的最大收缩量，不会有进一步发生偏移。主管道的安装逻辑为：压力容器/主管道/SG3D建模-主管道压力容器侧坡口加工-主管道就位并与压力容器组对-压力容器侧焊接（至少50%）-主管道SG侧3D建模复测-主管道SG侧坡口加工-SG吊装就位-主管道与SG对口调整-主管道SG侧焊接（至少50%）-完成剩余焊接-安装完毕。 3、蒸汽发生器（SG）引入安装。主管道在SG侧坡口加工完成后安装蒸汽发生器，采用重型履带起重机将SG吊装引入临时支护，调整临时支护液压系统，以实现SG与主管道的对口。在现场安装SG时，必须确保处于冷态位置。SG与压力容器间的位置偏差调整合格，并根据主管道的对口参数微调SG的就位高程。待压力容器RPV一侧主管道完成焊接后，通过主管道的实际位置和SG理论位置完成三维实体建模，通过三维模拟数据对主管道SG端进行下料。不断调整SG与主管道间的间隙，直至满足对口间隙及错边量的技术要求，然后测量此时SG的实际位置。 SG的安装逻辑为：SG临时支撑安装-SG临时支撑调试-SG吊装引入- SG侧主管道3D建模-SG侧主管道坡口加工- SG与主管道对口-SG 与主管道焊接完成-SG永久支撑安装-SG安装完毕。 4、反应堆冷却剂泵（RCP）引入安装。RCP的安装在蒸汽发生器安装完成后开始，它位于SG下方，所以需要通过蒸汽发生器筒体和CA04模块间的窄间隙进行吊装，其安装难度和要求都比较苛刻。本次主泵由专用液压升降装置和安装小车将主泵安装至泵壳中，主冷却剂泵的安装逻辑为：蒸汽发生器房间临时楼板安装-主泵安装小车组装/主泵运输临时桥架安装-主泵可拆卸组件的引入SG房间-主泵可拆卸组件就位-安装并拉伸第一组8个主螺栓和螺母-密封环第一部分打底焊-安装并拉伸第二组8个主螺栓和螺母-拆除第一组8个主螺栓和螺母-完成密封环打底焊-密封环第一部分焊接-安装并拉伸第一组8个主螺栓和螺母-拆除第二组8个主螺栓和螺母-完成密封环焊接并做无损检测-安装剩余16个主螺栓和螺母-最终拉伸24个主螺栓、移除安装小车及成品保护。