反应堆主泵
昌江核电主泵调试与运行问题分析及解决方法探讨
昌江核电主泵调试与运行问题分析及解决方法探讨作者：杨俊辉罗琴来源：《科技视界》2016年第23期【摘要】主泵是压水堆核电站反应堆冷却剂系统的主要承压设备之一，用于驱动带有放射性的高温高压的冷却剂。
每个反应堆环路设置一台主泵。
海南昌江核电厂1、2号机组采用德国KSB公司生产的RSR 750型立式轴封主泵。
本文对主泵在调试期间与运行过程出现的问题及解决方法进行分析和探讨，为工艺改进及逻辑变更提供参考依据。
【关键词】主泵；顶轴油泵；氮气密封【Abstract】Reactor coolant pump is one of the main pressure equipment in the reactor coolant system of pressurized water reactor nuclear power station，which is used to drive the coolant with high temperature and high pressure.Each reactor loop contain a reactor coolant pump.Hainan Changjiang nuclear power plant 1，2 units produced by KSB company RSR 750 type vertical shaft main pump.This paper analyzes and discusses the problems and solutions of the reactor coolant pump during commissioning and operation， and provides reference for process improvement and logic change.【Key words】Reactor coolant pump；Oil lifting pumps；Nitrogen operated seal0 前言海南昌江核电1、2号机组是以秦山二扩机组为参考电站的二代加六十万兆瓦压水堆机组，其主泵采用德国KSB公司生产的RSR750型主泵[1]。
核反应堆安全分析考试重点
核反应堆安全分析DBA：设计基准事故LOFA：失流事故：反应堆在运行中因主泵动力电源或机械故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升。
缓解因素：主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）；快速停堆功能（改进余地已很小）。
LOCA：失水事故或冷却剂丧失事故：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄漏的事故。
PSA：概率安全评价法知识要点：第一章核反应堆安全的基本原则1. 目前投入商业运行的有哪些堆型？有无熔盐堆？（1）压水堆（2）重水堆：秦山三期引进加拿大的CANDU6重水堆；（3）沸水堆（4）高温气冷堆：60万千瓦高温气冷堆核电站技术方案正式跨入商用阶段？2. 核安全总目标？总目标：在核电厂里建设并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：（1）辐射安全目标：确保在正常运行时从核电站释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平；（2）技术安全目标：有很大把握预防事故的发生，确保核电厂设计中考虑的所有事故放射性后果是小的，确保严重事故发生的概率非常低。
3. 设计基准事故（DBA）（事故工况）是什么？（4）核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
4. 纵深防御原则（1-P40）包括三道设计防御措施：①考虑对事故的预防，为核电站建立一套质量保证和安全标准；②防止运行中出现的偏差发展成为事故，由可靠保护装置和系统完成；③限制事故引起的放射性后果，以保障公众的安全。
④对每个核电站制定应急计划。
（1）纵深防御的出发点：保证有足够深度防御瑕疵、故障和错误的能力，使之不增加事故危害的风险。
（2）纵深防御的应用：纵深防御的五个层次：预防、检测、保护、缓解、应急；多道实体屏障：燃料包壳、冷却剂系统压力边界、安全壳；（3）纵深防御的执行要求：用于所有阶段、所有时间，同时具备所有防御层次；采用可靠的保护装置，安全系统的自动触发，运行人员的行动，提供设备和规程。
离心泵主要性能参数与反应堆安全运行
１ 前
言
有 效 功 率 和 电 机 输 出 功 率 的 特性 ， 当运 行 工 况 改 变 或 一 回路 运 行 参 数 出 现 异 常 波 动 时 ，有 利 于 运 行 人 员 根 据 有 效 规 程 及 时 采 取行 动 。 主 泵 主 要 性 能参 数关 系为 ：
４ 离心 泵 常 见故 障
根 据 ＨＦ ＴＲ 多 年 的运 行 统 计 ， 离 心 泵 在 运 Ｅ 将
行 过程 中出现 的典 型故障 分为 ｌ ０种类型 （ １ 表 ） 将 收集 、整理 的部 分 国外 核 电站 的主泵典 型故障 列 于 表 ２” １。
以表 １中 “ 电 流 波 幅 较 大 ，流 量 不 稳 定 ” 泵 故 障为例 ， 简要 说明判 断离心 泵故障类 型 的方法 ： 在 某 次 执 行 反 应 堆 “ 堆 冷 却 ” 过 程 中 ，运 行 人 停 员 从 主 控 室 以遥 控 方 式 启 动 了某 台离 心 泵 启 动 后 发 现 ， 泵 的 电 流 表 指 示 在 ０２０ ０９ｏ 间 大 该 ．／ ～ ．１之
维普资讯
第 ２ ３卷 第 ４期
２ ０ ０２
核 动 力 工 程
Ｎｕｃ ｅ ｒＰｏ ｒＥｎｇ ｎｅ ｒｎｇ ｌ ａ ｗｅ ｉ ｅｉ
Ｖ Ｏ１ ．２３． Ｎ Ｏ． ４
年 ８月
文 章 编 号 ：０ ５ ２ ８—０ ２ （０ ２０ ９ ６２ ０ ）４—０ ５ ４ ０ ８—０
运 行 故 障 并 讨 论 应 引 起 人 们 注 意 的 有 关 问题 。
（） 程 ２扬
Ｈ ＝１ 。一 ｒ￣ ， ０ × ｐ ）’ ｏ
（） ３泵有效 功率
Ｎ ＝ ７ ／０ ｅ ＨＱ １２
AP1000第三代反应堆系统介绍精讲
45
14
88
房
附加产房 10
10
总数
122
99
55
276 23
建筑模块
管道模块
机械设备模块
24
AP1000的设计特点
25
AP1000建造进度图
26
AP1000 建造进度表
27
建造成本
AP600有很高成本竞争能力，发电成本预 计为1300～1500＄/kW，低于“用户要求” 1475＄/kW
610 1933 315.6C 1058
1090 3400 323.9C 1505
1.484
1.447
15.8
13.6
17X17
17X17
145
157
3658
4267
34
AP600
堆芯直径/mm
3361
反应堆压力容器内径 4000 /mm
线功率/（kW/m）
13.45
控制棒/灰棒
45/16
蒸汽发生器传热面/m2 6967.7
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600 的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会 （NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12 月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有 效期为15年。
3
先进非能动压水堆AP600概述
设计
1984年EPRI开始发展一项中等规格的600 MW的新型核电站，其目的在于将核电站进行 简化并减少成本和提高安全性。这些非能动设 计提高了核电站的性能，操纵性，稳定性等
开发
1996年两个小型电站设计的版本发展出来， 分别是西屋公司的AP600和通用公司的简型 沸水堆。
核反应堆安全分析4
• 包壳的局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度的17%，以防 止过量氧化的氢脆导致包壳机械强度不足而破裂；
冷却剂流量降低
反应性与功率分布异常初因事件
反应性引入事故
反应性增加、
在次临界或低功率时，非可控地抽出控制棒组 降低
件；
在特定功率水平下非可控地抽出控制棒组件；
控制棒误操作；
启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在 不适当的温度下启动一条再循环环路；
化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低；
除最严重的单一故障以外，分析中还有其它4个附加的补充保 守假设：
• 事故同时合并失去厂外电源；
• 反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒的为止不能下插；
• 分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的缓解功能；
• 必要时考虑合并不利的外部条件。
根据美国联邦法规10CFR50附录K的要求，分析所用核电厂参 量应取对结果不利的保守值，例如：
• •
设计中必须加以考虑； 专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整
性。
正常运行和运行瞬态
正常启动、停堆和稳态运行
–正常启动、功率运行；热备用；热停堆；冷停堆；换料停堆。
带有偏差的极限运行
–燃料元件包壳泄漏；一回路冷却剂放射性水平升高；蒸汽发生 器传热管有泄漏，等。但未超过规定的最大允许值。
运行瞬变
为保证燃料不发生烧毁或熔化，对I、II类工况，有如下 定量准则：
核物理基础 知识
碘坑：由于停堆后反应性要出现一个最小值，它又与135碘的
衰变密切相关，因而这种现象称为碘坑 氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正反馈机制的 振荡现象。在大尺寸通量高的反应堆中有可能出现。
碘坑曲线反映了随着停闭时间的增加，堆内反应性的变化。
4.3：燃耗
燃耗深度：装进反应堆单位重量的重金属(例：235U + 238U) 在卸出堆芯时释放出的能量。单位：MWd/tU。 影响燃耗深度的主要因素是燃料元件(包括燃料本身和包壳材料) 本身耐辐照的性能。 有效增值系数随燃耗深度变化曲线
4.2：中毒效应
由于裂变和衰变，核反应堆中发生着大量的物质转换。特别是裂变 产生的裂变产物。一些新产生的物质对中子平衡有重要的影响。特 别是各别裂变产物具有很大的中子吸收截面，典型的裂变产物是钐 (149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸收裂变产物分为两类：寿命长的 称为“结渣”，寿命短的称为“中毒”。下面讨论135Xe的中毒效 应。
核 反 应 堆 堆 芯 结 构 示 意 图
课外补充
压水堆核电站：
它主要由核岛和常规岛组成。 压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、 主泵和堆芯。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体， 一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反 应堆安全而设置的辅助系统。 常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规 火电厂类似。
蒸汽发生器：
堆芯：
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是由燃料 组件构成的。正如锅 炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧 的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有 2～4%的235U，呈小圆柱形，直径9.30mm 。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中，成为一 根长约4m、直径约10mm的燃料元件棒。燃料棒通常按 17×17正方形排列，用定位格架固定是用来控制反应堆系统压力变化的设备。在正常 运行时，起保持压力的作用；在发生事故时，提供超压保护。稳压 器里设有加热器和喷淋系统，当反应堆里压力过高时，喷洒冷水降 压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。
核安全案例分析
三哩岛事故
• 堆芯升 温瞬变
•110分，堆芯第一次裸露；
•138分，发现卸压阀卡开，关闭卸压阀的截 止阀，但并未加大高压安注；
•在事故后大约2.5小时，反应堆堆芯相当大 部分已裸露，并经受了持续的高温。这种工 况导致了燃料损坏，堆芯裂变产物大量释放 以及氢气的生成，堆芯已严重损坏。
三哩岛事故
• 持续卸 压
美国三哩岛核事故
1. 三里岛核电站概述
• 基本情况：三里岛核电站2号机组(TMI-2)位于美国宾夕法尼 亚州首府哈里斯堡东南16km附近。是由美国巴布科克和威 尔科克公司设计的959MW电功率的压水堆。1978年3月28 日达到临界， 1979年3月28日就发生事故。事故由给水丧失 引起的瞬变开始，经一系列事故序列造成堆芯熔化，大量裂 变产物释放到安全壳。尽管对环境的释放以及对运行人员和 公众造成的辐射后果很微小，但该事故对世界核工业发展造 成深远影响。
核安全案例分析
－世界上两次核事故
历史上两次重大的严重事故
¾ 1979年3月28日美国三哩岛核电厂二号机组 (TMI－2)，实际上是冷却剂丧失（小LOCA） 造成堆芯部分融化，大量裂变产物释放到 安全壳的严重事故。
¾ 前苏联1986年4月26日在切尔诺贝利4号机 组发生了核电历史上最严重的核事故。这 是一次反应性事故。
切尔诺贝利核事故
2.事故过程
• 1986年4月25日1时，反应堆功率开始从满功率下降。 13时5分时，热功率水平降至1600MW（50％功率）。 按计划关闭了一台（7号）汽轮机。
• 根据试验大纲，14点把反应堆应急堆芯冷却系统与强迫 循环回路断开，以防止实验过程中应急堆芯冷却系统动 作。
• 停堆后，反应堆冷却系统经历预期的冷 却剂收缩、装水量损失，一回路系统压 力下降。
核电站主泵常见故障分析及检修
第42卷第6期2020年12月黑龙江电力Heilongjiang Electric PowerVol.42Nn6Dec.2020D01：10.13625/ki.hljec.2222.06.013核电站主泵常见故障分析及检修肖胜12>/,周涛4，胡成123,许 鹏12（1.华北电力大学核科学与工程学院，北京102226；2,华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京102226；6华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京100206；4.东南大学能源与环境学院，南京211189；.广西防城港核电有限公司，广西防城港/36000）摘要:为保证核电机组安全稳定运行，针对核电站主泵常见故障展开研究，分析了核电站主泵注水参数变化、电泳现象和注水水化学现象。
分析结果表明：电泳现象会引起机械密封泄漏流量异常，且注入水水化学现象可加剧恶化机械密封性能;对比发现，屏蔽泵具有结构相对简单、振动小、运行可靠等优点,但泵的检修很困难。
关键词:核电；主泵;故障分析;电泳现象;注水中图分类号：TM621文献标志码：A文章编号：2095-6843（2020）06-0533-05Common faults analysis and maintenance of main pump in nuclear power plant XIAO Sheng82，,ZHOU Tan4,HU Cheng1，，,XU Peng1，，(1.School of Nuclear Science and Engineering,Nortri Chinn Electric Power University，Beijing102206,Chinn；2.Institute of Nuclear Thermal-hydranlic S；ety and Standardization,Nortri China Electric Power University,Beijing112206,China；3.Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclenr Energy,Nortri Chinn Electric Power University,Beijing102226,Chinn；4.School of Nuclenr Eneryy and Eavironment,Southeast University,Nanjing211119,Chirm；3.Guanyxi Fangchengyang Nuclenr Power Co.,Ltri.,Fangchengyang53800,Chinn)Abstracl：1n orgea to ensura trie safe s O str l e opebion of nncleea powea plant,trie chmmoo fanlts of main pump in nucleea powea plant ara stuuien.The chanyes of watea injection parameters,electronPoresis ppenomena ani hydaTchemichl ppenomena of main pump in nuceer powea plant ara analyzeC.The results show triat electrooporesis chn chnsa dbnormb leabaye Oow of mechanicht seb,and trie hyZnchemicb phenomena of injecteC watea chn a;-yravate trie eeteyoration of mechanicht sei pyisons show triat trie chnnen-motoraump has trie ab-vantayes of relativetz simpte s tractura,smab vinration and opeyion,Out trie皿；0«of trie pump is vera diffichtt.Key wordt:ndcleay powea;main pump；fantt analysis;electronhoresis ppenomena；watea injection0引言核电作为一种新型的高效清洁能源,符合我国可持续发展方针。
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第七章 反应堆主泵
1
第七章 反应堆主泵
7.1 概述 7.2 全密封泵 7.3 轴封泵 7.4 轴封泵的密封结构和工作原理 7.5 主泵系统的运行 7.6 主泵系统目前国内外研究现状
2
7.1 概述
7.1.1主泵功能 反应堆主冷却剂泵（主泵）是反应堆的“心脏”。 在主系统充水时，利用主泵赶气； 在开堆前，利用主泵循环升温，达到开堆280℃条件； 在反应堆正常运行时，冷却剂由反应堆流出经主管道流进蒸发器，把热
7.2 全密封泵
但屏蔽泵存在以下问题：
屏蔽泵效率低，一般泵组效率只有50 湿
％至70％，对于大容量核电机组来说， 定
显然经济性不够；
子
屏蔽泵大部分零部件用耐腐蚀材料制 全
造，造价昂贵，难度较高；
密
屏蔽泵若装设飞轮，液体的阻力将使 封 泵机组效率降低到不可接受的程度， 泵
故此，屏蔽泵转动惯量通常很小。为
组合体
止推轴承油提升系统，
泵启动时使用，减少启动电 流和防止止推轴承损坏，有 一台小型高压油泵。
泵运转时，推力由上止
推轴承轴瓦承载，这个载荷 来自反应堆冷却剂系统的压 力和泵的动态力，它抵消转 子重力后尚有余。
14
7.3.2 电机
飞轮
在断电情况下，停堆后
短时间内必须保持足够的流 量通过堆芯。
增加转动惯量，延长泵 的惰转时间
叶轮由不锈钢铸成，有7个叶片，用 热装和加键固定在泵轴的下端，并在轴 端用螺母锁紧。叶轮是泵的核心部件。 靠叶轮的旋转使流体获得能量
10
7.3.1 水力机械
吸入导流管和扩压器 吸入导流管是一个不锈
钢圆筒，用螺栓固定在泵壳 的内侧。它把吸入流体引入 叶轮中心。吸入导管和叶轮 吸入接管之间由迷宫密封环 阻挡从排出室向吸入室的流 体泄漏。
上方的泵径向轴承传热，而热交换器用
来冷却可能沿轴向向上的反应堆冷却剂
流，从而保护径向轴承和轴封组件。在
轴封水断流的情况下，它还能冷却向上
流向的冷却剂，以确保轴承的冷却和润
滑，热屏障热交换器盘管内循环着设备
冷却水，供水温度35℃
13
7.3.2 电机
立式、鼠笼、单速、三相感应
轴承
下部径向轴承
上部径向轴承 上下止推轴承
I
CI
N0 n02
[n0
t / n(t)] 1
式中：
I－转动惯量
N0－额定工况泵轴功率 n0－额定转速 t－从断电开始计算的时间
n(t)－t时刻的转速
15
7.3.2 电机
防逆转装置 电机顶部装有止逆机构，防止主泵逐台起动、停止，而引起介质倒
流从而导致泵的倒流问题。它不仅能承受倒灌流量的力矩，还能承受当 电机电缆反接时在100%电压下的电机起动力矩。
12
7.3.1 水力机械
热屏障组件
在叶轮与泵径向轴承之间装有热屏
障。它的作用是阻止泵壳内高温的反应
堆冷却剂向上方的泵径向轴承和密封组
件传热，使泵径向轴承免受高温。热屏
障组件主要由两部分组成：一是安装在
导叶内侧的隔热套扁平状
热交换器。隔热套阻止反应堆冷却剂向
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；
屏蔽泵维修不方便。 屏蔽泵一般应用于容量较小的核动力装置。
6
7.3 轴封泵
随着对核电厂安全性与经济性要求的提高，并为适应大容量机组的 要求，轴密封泵技术已日趋成熟。 它具有以下优点： 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％至30％； 电机部分装设一只很重的飞轮，从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堆芯的安全性； 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 200cm3/h左右； 维修方便，轴密封结构更换仅需十小时左右。
自1965年第一次将轴密封泵作为PWR核电厂主泵使用以来，已经迅 速取代了屏蔽泵的地位。但是在诸如舰船核推进、金属钠冷快堆、某些 实验堆等场合下，屏蔽泵仍起重要作用。
7
7.3 轴封泵
8
7.3 轴封泵
1. 水力机械
泵壳
入口和出口接管
叶轮
法兰
吸入导流管和扩压器 泵轴
泵轴承
热屏障组件
扩压器由不锈钢铸造而 成，它有12个导叶，位于叶 轮外侧。扩压器的作用是降 低在扩压叶片之间的延伸流 道中的流体流速，把流体的 速度头转换成静压头。扩压 器末端与泵壳焊在一起、
11
7.3.1 水力机械
泵轴承 泵的径向轴承为泵轴提
供径向支撑和对中它由斯太 立合金堆焊的不锈钢轴颈和 石墨构成的套筒组成，用水 润滑和冷却。使通过轴承的 水保持低温是重要的，因为 高温会破坏石墨并使轴承损 坏。所用轴承冷却水是化容 系统的轴封注入水的一部分。
2. 电机
轴承
转子
飞轮
定子
防逆转装置
电机轴
定子空气冷却器
3. 轴封组件
9
7.3.1 水力机械
泵壳 泵的外壳包容并支持着泵的水
力部件，是反应堆冷却剂系统压力 边界的一部分。泵壳是一个外形呈 准球状的不锈钢铸件，其出入口接 管焊接在一回路系统管道上。冷却 剂从泵底部沿叶轮轴线流入，向上 导流进入叶轮。通过叶轮后的冷却 剂经扩压器后通过与叶轮成切线方 向的出口接管排出。 叶轮
量传给二回路侧给水，然后再由主泵送回反应堆进行循环。 主泵电机上的大飞轮以增加主泵惰转时间，保持适当惯量，确保断电事
故时堆芯燃料元件不至烧毁。 主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备和压力边界的设备之一。
3
7.1 概述
7.1.2 基本要求 能长期在无人维护条件下安全可靠地工作； 便于维修，辅助系统简单； 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
主泵惰转提供足够的流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却； 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材料； 带放射性的冷却剂的泄漏要少。 7.13 主泵分类
全密封泵，轴封泵
4
7.2 全密封泵
带屏蔽套的全密封泵
7.轴承 2.螺栓 3.屏蔽套 4.转子外套 5.转子 6.压紧板 7.小叶轮 8.盖 9.接线盒 10.接线柱 17.径向滑动轴承 12.线圈 13.硅钢片 14.蛇形冷却管 15.外壳 16.轴 17.止推轴承 18.电机壳 19.盖及迷宫密封件 20.螺母 27.叶轮 22.泵壳体 5