反应堆主冷却剂泵
核反应堆冷却剂主循环泵常见故障分析
静子
电机
空气 冷却 器
滤 滑油 冷却 器
数字化仪控系统等少部分设备尚需依靠进 口。 核主泵 国产化是核 电设备 自主化的瓶颈问题 ， 是核电国产化的最后一道屏障。
二 、 主泵 概 况 核
电机 支撑 连接 轴
核主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备 ，主要功能是在系 统充水时赶气 ， 在开堆前循环升温。在正常运行时 ， 确保一回路 冷却剂循环以冷却堆芯 。核 主泵与普通泵 的最大 区别在于强调 压力边界的完整性 和在特殊工况下的可运行性 ，对泵的可靠性 和安全性提出了更 高的要求 。 Ａ １０ Ｐ ０ ０主 泵（ １是单级 立式离心泵 ， 图 ） 采用屏 蔽式 电机 。
松动性故障泛指轴承座松动 、 支座松 动 、 螺栓松动 、 叶轮 、 转 子轴和轴承装配过盈不足所引起 的故 障。松动可以使 任何 已有 的不平衡 、 不对 中所引起 的振动 问题更加严重 。在松动情况下 ， 任何一个很小的不平衡量都会引起很大振动 。
般发生旋转频率的高次成分
松动故障的振动特点为故障可能引起转子的分数次谐 波共
和 电气部分 ， 这对 电机的设计 、 制造 、 护配置提 出了很高 的要 保
求。主泵机组主要参数见表 １ 驱 动电机为 鼠笼式感应 电机 ， ， ３
相 、０ Ｖ、０ ｚ １ｋ ６ Ｈ 。
故障有 主轴损坏 、 转子裂 纹 、 破裂 、 轴 主轴密封 损坏甚 至破裂 、 汽蚀作用导致主泵损坏等 。 这些故 障大 多是 以各种形式 的异常 振动表现 出来 ， 如果将泵转子 系统产生 的异 常振 动按 频率进行 分类 ， 则大致 可分为 ３个 典型频带 区域 ， 即低频 、 中频 和高频 ，
振， 即亚谐波共振 ， 并存 在同频或倍频振动 ； 由于松动情况下非
核反应堆的冷却系统
核反应堆的冷却系统核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在运行过程中会产生大量的热量，如果不及时冷却，就会导致反应堆过热，甚至发生严重事故。
因此，核反应堆的冷却系统是确保核反应堆安全运行的关键。
一、冷却系统的作用核反应堆的冷却系统主要有两个作用：一是将反应堆中产生的热量带走，保持反应堆的温度在安全范围内；二是控制反应堆的功率，确保反应堆的稳定运行。
二、冷却系统的组成核反应堆的冷却系统由多个部分组成，包括冷却剂、冷却剂循环系统、冷却剂泵和冷却剂换热器等。
1. 冷却剂冷却剂是核反应堆冷却系统中的重要组成部分，它负责将反应堆中产生的热量带走。
常用的冷却剂有水、氦气和钠等。
不同的冷却剂具有不同的特点和适用范围，选择合适的冷却剂对于核反应堆的安全运行至关重要。
2. 冷却剂循环系统冷却剂循环系统是核反应堆冷却系统的核心部分，它负责将冷却剂从反应堆中带走，经过换热器冷却后再回到反应堆中。
冷却剂循环系统通常包括冷却剂循环管道、冷却剂泵和冷却剂换热器等设备。
3. 冷却剂泵冷却剂泵是核反应堆冷却系统中的关键设备，它负责将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。
冷却剂泵通常采用离心泵或容积泵，具有较高的流量和压力。
4. 冷却剂换热器冷却剂换热器是核反应堆冷却系统中的重要设备，它负责将从反应堆中抽出的热冷却剂与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。
常见的冷却剂换热器有壳管式换热器和板式换热器等。
三、冷却系统的工作原理核反应堆的冷却系统通过循环冷却剂来实现对反应堆的冷却。
具体工作原理如下：1. 冷却剂从反应堆中抽出冷却剂泵将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。
2. 冷却剂与冷却介质进行换热冷却剂在换热器中与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。
3. 冷却介质带走热量冷却介质在换热器中带走冷却剂传递过来的热量，使冷却剂温度降低。
PWR冷却剂主循环泵的技术经历和发展--3
图6中AP600的高转动惯量主泵的 设计方案，显然是把推力轴承的推力 盘，人为地加大尺寸（增加转动惯量） 使其具有维持惰转的飞轮功效。众所周 知，圆盘在连续流体介质中旋转时的 摩擦力矩是与流体的比重Y（即流体的 密度）成正比的。在海平面20℃温度 时，空气的比重约为水比重的1/830， 与300℃的水相比，也只有1/590。用无 轴封泵替代了轴封泵以后，必须把电机 上，在空气中运转的大直径、扁平形状 的飞轮改变成在水中运转的小直径、厚 度增大的飞轮，同时它在有水的摩擦阻
主泵在军事和商用问世之初，即受到广泛关注，技术性能与可靠性进步很快。主泵的商用化要求泵的设计必须采 用最成功的经验。在美国甚至成立了一个公用事业顾问委员会，帮助评论和改进轴封式泵的早期设计。有实力的知名 泵制造厂商，致力于自主研发主泵，进入核电市场。资源匮乏而急于发展核电的国家，则全面引进核电技术，其中也 包括主泵的技术。国际上主泵发展的经历表明，自主开发和技术引进两种模式都获得了成功。在政府的推动下，核电 技术自主化进程进展迅速。不同技术背景的自主化，形成了不同技术风格的主泵，并且长期并存。
■ 法国日蒙公司的改进与创新 西屋公司与法马通公司的核电技 术转让合同于1990初宣告结束。法马通 在法国政府支持下开发了具有法兰西 风格的命名为N4型的4环路PWR核电机 组，功率为1500MW。第一台N4机组 建造在安装法国首台250MW商用核电 机组的休斯（Chooa）核电站旁边，新 电站命名为Chooz B。日蒙公司为N4型 PWR研发了N24型泵，主要技术参数如 下： Q=24850m3 /h H=106m N=1485rpm P=7100KW 在N24型主泵上，日蒙公司注入了 自己的研发成果来改进主泵的设计： ● 改善水力性能，提高效率 全新设计的叶轮和导叶； 全新设计的与导叶通道匹配的泵 壳。 ● 改善泵转子动力学特性 改进转子的支承方式，水润滑导 轴承从热屏部件上方移到叶轮口环处； 用流体静压轴承取代了流体动压 轴承； 泵轴与叶轮间的锥形轴颈加键的 联接改为赫斯（Hirth）型平面端面齿 联接。 N24型主泵至少在4个N4型 1500MW机组中，有16台泵在运行，最 早的一台泵运行至今已有10年。阿海 法（AREVA）集团推出的第三代核电 EPR1600设计中，仍采用N24型主泵， 表明日蒙公司在N24型主泵上的改进与 创新是成功的。 ■ 日本三菱重工（MHI）的改进
核电站通用机械与设备第七章反应堆主泵
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7.6 主泵系统目前国内外研究现状
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。
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
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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 5/28
核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题分析
核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题分析摘要：长期以来，核电以安全、高效、节能、环保等优势受到了各国青睐。
反应堆冷却剂循环泵作为核岛内唯一的高速旋转机械，它的可靠运行，将直接影响反应堆的安全正常工作。
本文通过分析核反应堆冷却剂循环泵的基本特点，针对安装与维护中的常见问题进行分析并提出几点处理建议。
关键词：核反应堆冷却剂循环泵维护故障处理一、核反应堆冷却剂循环泵的基本特点反应堆发展到今天已经是第三代，其中第一代核电站主要是早期的原型堆电站，即二十世纪五、六十年代开发的轻水堆核电站，著名的有美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆和英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。
第三代反应堆的由来要追溯到上世纪的三里岛核事故和切尔诺贝利核事故，为了提高反应堆的安全性，美国于上世纪90年代提出了第三代核电站的概念。
第三代反应堆（即先进的轻水堆）具有模块化、简易化设计的特点，并使用了安全性能更高的非能动安全系统，即利用物质的重力、密度和对流等自然力势差，来减少部分动力设备。
这样增强了核电站的安全和运转性能，减少了基础建设的成本，使核电具有更大的经济优势。
目前，全球处于商业运行的第三代反应堆主要有：美国西屋的ap600及其升级型apl000、欧洲压水堆epr、先进的沸水堆abwr和系统80+等。
核反应堆冷却剂循环泵是核岛的心脏，又称主泵，安全级别是质保一级。
主要用途就是给反应堆供给冷却剂，实现冷却剂在一回路系统内的循环，以便将反应堆的热量带至蒸汽发生器加热二回路热工质。
主泵输送的是高温、高压、高辐射的流体，泵若频繁地停机将会给电厂造成巨大经济损失，故在结构上除保证耐高温高压、防辐射要求外，还需满足以下几点基本要求：（1）能实现在长期无人维护条件下安全可靠运行；（2）结构需便于维修，检修只需很少人在短期内迅速完成；（3）过流零部件表面材料要求采用特殊的耐腐蚀材料；（4）放射性冷却剂应无外泄漏或少泄漏。
二、核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题可以分为机械故障、电气故障和功能故障。
压水反应堆冷却剂系统
- 49 -第五章 反应堆冷却剂系统（RCP ）反应堆冷却剂系统是核电站一回路主系统，系统代码为RCP ，包括三个环路，每个环路上有一台冷却剂循环泵和一台蒸汽发生器，其中1号环路上还设有一台稳压器及与其相关的卸压箱。
反应堆冷却剂系统的功能是：（1）主泵使冷却剂在环路中循环，将堆芯的热量带出，通过蒸汽发生器将热量传给二次侧给水；（2）堆芯中的冷却剂又起慢化剂作用，使中子得到慢化； （3）冷却剂中溶有硼酸，用来控制反应性的变化；（4）稳压器用来控制冷却剂压力，防止堆芯产生偏离泡核沸腾； （5）稳压器上的安全阀起超压保护作用；（6）在发生燃料元件包壳破损时，反应堆冷却剂系统的压力边界是防止放射性泄漏的第二道屏障。
图5.1是RCP 系统1号环路的示意图，图中也标出了其它一些与RCP 系统连接的辅助系统。
注意有些辅助系统与RCP 的接口不在1号环路，这里只是示意性地把它们表示出来。
图5.1 RCP 主系统（1号环路）5.1 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵又称主泵，是三相感应电动机驱动的立式、单级、轴封泵，由电动机、- 50 -轴封组件和水力部件组成。
反应堆冷却剂由装在转动轴下部的泵唧送，冷却剂通过泵壳底部吸入，然后从泵壳侧面出口接管排出。
串联布置的三级轴封有效地限制了冷却剂沿泵轴的泄漏。
三台主泵的设备编码分别为RCP001PO 、002PO 、003PO 。
主泵名义流量23790 m 3/h ，压头97.2 mCL ，转速1485 rpm 。
其结构如图5.2所示。
5.1.1 水力部件1．泵体泵体由泵壳、扩散器（又称导叶）、进水导管、叶轮、泵轴组成。
其中除泵轴为不锈钢锻件之外，均为不锈钢铸件。
叶轮有七个螺旋离心叶片，装在泵轴的下端。
扩散器汇集来自叶轮的冷却剂，它由十二个螺旋离心叶片组成，被安装在扩散段法兰的底部，扩散器可以与泵的内部部件同时从泵体中取出。
在扩散器的下部装有防热罩。
冷却剂由泵壳底部的进口接管吸入，由装在泵轴下部的叶轮唧送，经扩散器从泵壳侧面的出口接管排出。
核主泵概述
特点：输送高温、高压、带强放射性 的水 要求：排量大、扬程低、中等比转数 核动力舰船用主泵的排量>900t/h 核电站用主泵的排量: 24000 t/h 主泵扬程: 30~120 m 安全可靠性 便于维修、辅助系统简单 足够的转动惯量 泄漏应尽量少 图2-3 泵壳可承受较高压力 的反应堆冷却剂泵
沸水反应堆冷却剂泵
之一
图2-4 沸水反应堆冷却剂泵 （驱动水泵）
之二
图2-5 沸水反应堆 带轴封的插入式泵
图2-6 沸水反应堆 反应堆冷却剂泵
图2-7 液态金属冷却反应堆冷却剂泵
• 由密封形式，主泵分为屏蔽泵、轴
封泵
屏蔽泵：零泄漏，但成本高，效率低
轴封泵：初始投资低、易制造、效率高、
第一节 反应堆冷却剂泵概述
反应堆冷却剂泵—主泵
主泵的功能：使冷却剂循环，带走核反
应产生的热量 主泵的结构形式取决于：装置线图、反 应堆类型、工质的物性参数等 根据反应堆类型，主泵分为：压水堆冷 却剂泵、沸水堆冷却剂泵、液态金属冷 却剂泵、重水堆冷却剂泵等
压水堆及重水堆冷却剂泵
图2-1 增压水反应堆冷却剂泵 图2-2 直联式反应堆冷却剂泵
易维修（多用于核电站）
日本“陆奥”号核商船的主冷却剂泵-屏蔽 泵
图2-8
美核潜艇 Nautilus号 的主泵屏蔽泵
图2-9
核电站反应堆冷却剂系统讲义
核电站反应堆冷却剂系统讲义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。
核动力装置MNPP-C02-L03
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《核动力装置》
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气罐式稳压器
通过向压力补偿器中充入或排出气体，以达到容积补偿的目的
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气体稳压器的特点
［ 优点 ］ ➢ 结构简单，辅助设备少，维护管理方便，压力控制程序简
便易行 ➢ 处于备用状态时，无能量消耗 ［ 缺点 ］ ➢ 要有较大的质量和外形尺寸，气体管路分支多 ➢ 气体会溶于水，对堆芯热工安全性的影响还有待验证
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电热式稳压器
在工作状态下，稳压器内的工 质（蒸汽和水）保持着两相平 衡的饱和状态
喷雾器用于抑制压力升高 电加热器用于抑制压力下降 安全阀用于超压时的保护 普遍用于压水堆核电站、船用
核动力装置
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“陆奥”号使用的电热式稳压器
前苏联的“北极”号、 法国的 CAS3G
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图2-21 “北极”号一回路系统布置
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图2-22 CAS3G的布置
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③ 一体化布置［堆内一体化］
［ 特征 ］ ➢ 蒸汽发生器、主泵、稳压器与反应堆成为一体 ➢ 无主管道，布置紧凑 有利于提高自然循环能力 不存在因主管道破裂而引起的大失水事故（LOCA） 维修困难 ［ 应用实例 ］
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2.系统主要参数
以日本核商船“陆奥”号为例， 反应堆冷却剂系统两个环路组成 主管道内径203mm，壁厚14mm 环路的流量为900t/h 反应堆额定热功率为36MW 全功率
核电厂常用叶片式泵解读
1—飞轮；2—上部径向轴承； 3—止推轴承；4—电机轴；5— 电动机定子；6—接线盒； 7—电机下部径向轴承；8—通 向大气的蒸汽引漏；9—2号密 封注入水引漏；10—泵轴； 11—冷却水进口；12—泵出口 接管；13—泵进口接管；14— 止推轴承油提升泵和电动机； 15—电动机组件；16—上部密 封套；17—1号密封引漏；18— 下部密封套；19—主法兰； 20—冷却水出口；21—泵径向 轴承；22—热屏和热交换器； 23—泵壳；24—叶轮
核岛对主泵机组的基本要求
（1）要求长期可靠运转 （2）维修简便 （3）过流零部件的材质要好 （4）具有足够的惰转时间 （5）振动量要小 （6）轴密封泄漏量要小
轴封泵的优点
（1）采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低， 效率提高，比屏蔽泵效率高10%~20%； （2）电机部分可以装一只很重的飞轮，提高 了泵的惰转性能，从而提高了全厂断电事故时 反应堆的安全性； （3）轴密封技术同样可以严格控制泄漏量； （4）维修方便，轴密封结构的更换仅需10 h 左右。
热屏障组件
在正常工况下，蛇形管内流过设备 冷却水，由高压密封水进口引入的 部分高压密封水由上向下流经管外 进入泵体，这时密封水的流量和流 速都很低，因此冷却器的热负荷很 小。但当高压密封水一旦中断，高 温冷却剂将由下向上涌进冷却器， 这时冷却器的热负荷将很大。
热屏障组件
高压密封水以比冷却剂稍高的压力 注入水润滑径向轴承和冷却器之间， 流量约为1800L/h，除了其中2/3流 量流经冷却器后进入一回路系统外， 其余1/3往上流经水润滑轴承进入 机械密封装置。
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 锈钢轴颈和石墨环构成的套筒组成， 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 坏石墨环并使轴承损坏。所用的轴 承冷却水是化容系统的轴封注入水 的一部分。
秦山核电二期扩建工程反应堆冷却剂泵安装与质量控制
科技视界Science &Technology Vision科技视界0前言主泵是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,用于驱动高温高压、具有放射性的冷却剂,使冷却剂以很大流量通过反应堆堆芯,把堆芯中产生的热量传送给蒸汽发生器。
反应堆冷却剂泵按输送足以满足堆芯冷却的流量率设计。
1主要施工方法和相关质量控制1.1吸入口环安装在泵壳内相距180°的两螺孔中插入两导向销,将4个装卸螺钉插入吸入口环内缘顶表面上等间距的4个起吊螺孔中,用环吊将吸入口环吊至泵壳中,安装12个内六角螺钉。
质量控制:安装前需保证主泵房间的清洁度,全面并仔细清洗所有零件,尤其是泵壳内侧螺孔以及泵和吸入口环的配合面;吸入口环就位时务必使其牢固坐到泵壳上,在安装12个内六角螺钉前需在螺纹上涂上润滑剂NEOLUBE 。
1.2泵内构件安装把一个导叶法兰组件密封垫装入泵壳顶部的密封垫的槽中,将泵内构件吊至泵壳上方,确认方位,使泵内构件缓慢就位在泵壳之上(导叶法兰吊耳中的定位销与泵壳顶部的配合孔对中),在泵内构件就位时,螺栓环的下表面应高出泵壳的上表面205.74mm 。
质量控制:吊装要确保泵壳和导叶组件法兰底部之间的配合表面的清洁度;泵内构件吊入泵壳前应先核实主泵间的次要钢结构与泵内构件是否存在干涉以便预处理。
1.3NO.1密封壳螺栓的安装(1)把密封壳螺栓安装到螺孔中,按顺时针方向依次对所有密封壳螺栓进行编号,把螺栓伸长量测量杆放到螺栓测量孔中,直至到底,利用深度卡依次测量16个螺栓并记录从螺栓顶部的上表面到螺栓伸长测量杆顶部的距离,此值作为零载荷的读数。
(2)两台螺栓拉伸机对称拉伸螺栓,测量并记录从螺栓顶部的上表面到螺栓伸长测量杆顶部的距离,此值与零载荷的数值之差为該螺栓冷态下的伸长量,要求控制在0.32~0.36mm 。
16个螺栓全部拉伸测量,并满足要求。
质量控制:密封壳螺栓头部卸下螺栓测量孔内螺钉时螺钉应保留在密封壳螺栓的头部,以便尽可能保证测量孔的干净;工作时防止螺栓伸长量测量工具落入孔中,以避免损坏测量工具;螺栓拉伸机必须均布于16颗螺栓中间,拉伸的空间顺序为:1-9、5-13、3-11、7-15、2-10、6-14、4-12、8-16。
核电站的冷却系统是如何维持反应堆的温度
核电站的冷却系统是如何维持反应堆的温度核电站是以核反应堆为核心设施，通过控制核反应堆内的核裂变过程来产生能量。
然而，核裂变产生的庞大热能需要有效地控制和冷却，以维持核反应堆的温度在安全范围内。
那么，核电站的冷却系统是如何维持反应堆的温度的呢？一、冷却系统的基本原理核电站的冷却系统采用一种叫做水冷反应堆的方式。
这种冷却系统的基本原理是利用水对反应堆进行冷却，从而控制核反应堆的温度。
水冷反应堆冷却系统包括主冷却回路、次冷却回路和辅助冷却系统。
主冷却回路主要由冷却剂和冷却剂循环系统组成，而次冷却回路则负责冷却主冷却回路的热量。
辅助冷却系统则为冷却系统提供备用冷却能力，以应对突发情况。
二、主冷却回路的工作原理主冷却回路是核电站冷却系统的核心部分，主要由冷却剂和冷却剂循环系统组成。
1. 冷却剂的选择冷却剂通常选择轻水或重水，由于其具有较高的比热容和导热性，能够快速吸收核反应堆释放的热能，并将其带走。
2. 循环系统循环系统包括泵站、热交换器和冷却塔等设备。
冷却剂通过泵站得到推动，进入反应堆进行冷却，然后再通过热交换器，将吸收的热能传递给次冷却回路。
最后，冷却剂经过冷却塔进行冷却，再次回到反应堆进行循环。
三、次冷却回路的工作原理次冷却回路负责冷却主冷却回路传递给它的热量，并将其散发到环境中。
次冷却回路通常采用水或空气冷却。
水冷系统通过传热器将主冷却回路传来的热量散发到冷却水中，再通过冷却塔或冷却池将热量带走。
空气冷却系统则使用风扇或冷却器来散发热量。
四、辅助冷却系统的作用辅助冷却系统是核电站冷却系统的备用冷却能力，以应对突发情况。
当主冷却回路或次冷却回路出现故障时，辅助冷却系统能够快速接管冷却工作，避免反应堆温度过高，保证核电站的安全运行。
综上所述，核电站的冷却系统通过主冷却回路、次冷却回路和辅助冷却系统的配合工作，以控制和维持反应堆的温度在安全范围内。
这种冷却系统的运行原理保证了核电站的安全运行和高效发电。
第三章专题四 反应堆冷却剂泵汇总
第三章专题四: 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵又称主泵，它的主要作用是驱动反应堆冷却剂以很大的流量通过反应堆堆芯，把反应堆的热能输送至蒸汽发生器，以产生蒸汽驱动汽轮机作功。
目前绝大多数核电厂采用轴密封泵(图3.12 )。
主泵的密封多采用机械密封。
机械密封就是在两个相对转动的端面之间，引入密封介质，使两端面间分离而形成一层静压液膜，从而使固相摩擦转化为液相摩擦。
主泵轴密封一般由三级组成，依次称为一号密封、二号密封和三号密封。
来自化学和容积控制系统的高压密封水流在泵的下部轴承和一号密封之间引入后分为两路：一路向下，冷却泵下部轴承，同时阻止泵内高温流体沿轴向上泄漏，这股水起到隔离液的作用。
另一路向上顺次通过一、二、三号密封。
一号密封采用的是可控泄漏的动态液膜密封。
液膜是流过密封水的压降产生的，上下游压差15.5Mpa左右。
作用于静环的向下的力为上表面液体静压与重力之和. 作用于静环的向上的力为契形液膜上表面液体静压力，其压强分布示意图为（图3。
14，见文稿及原课件）。
静环就是在上下压力作用下形成动态平衡.当向下的压力小于向上的作用力时，静环上升，液膜变厚; 当向下的压力大于向上的作用力时，静环下降，这样液膜的厚度就在一个稳定值附近波动。
泄漏由外侧流向内侧，泄漏水大部分收集到化容系统，另一部分进入二号密封。
二号密封采用的是普通机械密封(图3.15a)，正常工作压差是0.3Mpa左右，一号密封失效的情况下可以短时间承担系统的全压差。
三号密封(图 3.15b)采用的也是普通机械密封，承受压差0.1Mpa。
二三号的密封的泄漏水收集到反应堆冷却剂的收集罐中。
在泵的叶轮上部设有热交换器，当轴封水断失时，泄漏的冷却剂先被热屏交换器中的设备冷却水冷却到65度以下，使泵下部轴承免受高温。
这样，沿泵轴的泄漏经过串联的三道密封将冷却剂向安全壳气空间的泄漏减少到最小(参考课件4.2)。
210323088_秦山核电主泵去污工艺阐述及改进
科技视界Science &Technology Vision【摘要】在Q1—OT118大修主泵解体检修期间,秦一厂利用上次主泵去污经验对现有的主泵去污设备加以改进,在外方专家为电厂提供主泵化学去污处理工艺,以及专业技术支持下,完成两台主泵的水力部件的去污工作。
在各相关处室的全力配合下,主泵A 、B 水力部件去污工作用时10d ,圆满完成此次两台主泵水力部件去污工作。
经过此次去污工作,考虑对秦一厂主泵去污工艺进行总结归纳,通过总结水力组件去污工作流程,梳理去污过程的配方、工艺流程,为今后的主泵水力组件去污工作提供技术参考,以及改进方向。
【关键词】主泵;水力组件:化学去污;超声波;去污系数DOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2022.22.080引言核电站反应堆主冷却剂循环泵（以下简称“主泵”）水力组件是主泵设备辐射剂量率最高的部件，由于长期运行在高温、高压、高辐射的主系统冷却介质中，其表面不可避免地附着了一层由金属氧化物和其他杂质组成的活化腐蚀产物。
其形成的辐射剂量率往往超过100mSv/h [1]。
由于核电站一般在每8~10年会对主泵进行一次全面的解体检查，其中就包括剂量率最高的主泵水力组件，为控制检修人员受照射剂量，降低主泵检修的集体剂量，会对主泵水力组件进行去污。
而目前在核电系统中主要使用的去污方式有化学—超声去污、化学去污，也有部分机组使用单纯超声去污。
田湾核电站就进行过超声去污、化学去污、化学—超声去污，并进行了比较，可以明显发现化学—超声去污效果最好，化学去污效果只微弱低于化学—超声去污，而单纯超声去污的效果最差[2]。
考虑主要原因是超声去污只是去除表面松散污染，无法达到化学去污的剥离金属氧化层，去除活化腐蚀产物的效果。
本文依据秦山核电一厂118大修主泵水力组件的去污工作，对化学—超声去污工艺流程进行全流程研究，对化学—超声去污工作中一些关键细节进行分析。
核电站中的应急冷却系统工作原理
核电站中的应急冷却系统工作原理核电站是一种重要的能源供应设施，但其运行涉及到核能的使用，因此不可避免地存在一定的风险。
为了应对可能发生的事故，核电站中必须配备应急冷却系统，以确保核反应堆的安全运行。
本文将介绍核电站中应急冷却系统的工作原理。
一、引言核电站中的应急冷却系统是一种重要的安全设备，其主要作用是在发生事故时，迅速将核反应堆的温度降低，避免核燃料遭到损坏，阻止事故蔓延，并最终保护人民生命财产安全。
应急冷却系统被广泛运用于核电站的不同部位，并采用系统联动的方式进行操作。
二、主要组成部分核电站中的应急冷却系统主要由以下几个部分组成：冷却剂、泵站、与核反应堆相连的冷却管道、应急控制系统和监测装置。
1. 冷却剂冷却剂是应急冷却系统的核心，其用途是通过循环回路，在核反应堆与冷却介质之间传递热量。
常用的冷却剂有水和重水等，其选择取决于核电站的具体设计。
2. 泵站泵站是应急冷却系统中的重要组成部分，其主要作用是将冷却剂从冷却介质处抽送到核反应堆处，以实现冷却剂的循环。
泵站通常配备有多台泵，以保证系统在各种情况下的正常运行。
3. 冷却管道冷却管道是应急冷却系统中起连接作用的管路系统。
其一端与核反应堆相连，另一端与泵站相连。
冷却管道的设计应充分考虑冷却剂的流动速度、温度和压力等因素，以确保系统的高效运行。
4. 应急控制系统应急控制系统是应急冷却系统的核心控制装置，其主要功能是在事故发生时，实时监测核反应堆的温度和压力，并自动调节冷却剂的流速和温度，以确保系统的稳定运行。
应急控制系统通常具备自动和手动控制模式，以满足不同情况下的需求。
5. 监测装置监测装置是对核电站中应急冷却系统工作进行持续监测的设备。
其主要功能是实时检测和记录冷却剂的温度、压力和流速等参数，并通过报警装置在系统异常时及时发出警报信号，以便操作人员采取相应措施。
三、工作原理核电站中的应急冷却系统工作原理如下所述：1. 系统待命状态应急冷却系统在平时处于待命状态，即冷却液静止状态，冷却剂被储存在贮槽中。
某电厂反应堆冷却剂泵氮气密封结构介绍及利弊分析
某电厂反应堆冷却剂泵氮气密封结构介绍及利弊分析摘要：RSR750型反应堆冷却剂泵设置了氮气密封，即上部停机密封，其主要作用是反应堆冷却机泵停机状态或事故工况下，三级密封失效，防止冷却剂泄漏，氮气密封安装于第三级密封的上方，是通过充氮气运行的弹性密封。
此结构设计属于设计改进，其存在有利有弊，文章就氮气密封结构及利弊进行分析关键词：反应堆冷却剂泵氮气密封；结构；作用；利弊分析1.结构概述1.1设备主要组成，及性能参数RSR750型反应堆冷却剂泵设置了氮气密封，其结构形式设计简单，可靠性较高。
与三级及密密封压盖集成在一起，安装于密封室的上方，联轴器的下方。
其主要部件包括：密封室、活塞、密封橡胶圈、两个测量位置指示器（SM01\SM02）20颗弹簧、及相应的配套装置（氮气源、阀门、控制系统）等组成。
1.2工作原理氮气密封活塞与泵轴之间设计成楔性结构，自下至上间隙逐渐变小，密封室通入氮气后，由于压力的作用，活塞向上移动，间隙逐渐变小，最终通过密封橡胶圈与泵轴的紧密接触实现密封的作用。
当密封室泄压后，氮气压力逐渐减小，由于上部弹簧的反作用，活塞向下移动，密封橡胶圈与轴之间形成间隙，并且间隙逐渐变大，解除密封。
氮气密封设置两个测量位置指示器（SM01\SM02），一旦氮气密封移动，活塞触发测量位置指示器，发出开关信号，主控接收开关信号，确认氮气密封状态。
1.3氮气密封逻辑控制氮气密封的主要作用是反应堆冷却机泵停机状态或事故工况下，三级密封失效，防止冷却剂泄漏最后一道屏障。
其投用必须在反应堆冷却机泵停机状态下，故引用零转速信号作为氮气密封投用逻辑信号，氮气进气管线设置电磁阀及逆止阀，氮气出口管线设置电动阀，当反应堆冷却机泵停泵后，零转速信号触发氮气出口管线电动阀关闭，氮气出口管线电动阀完全关闭信号触发氮气进气管线设置电磁阀开启，氮气充满密封腔，氮气压力0.7MPA，在较短时间内促使活塞移动，实现密封。
当反应堆冷却机泵启动前，需解除氮气密封，首先关闭氮气进气管线电磁阀，再开启氮气出口管线电动阀，实现密封腔泄压，解除氮气密封。
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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
2.轴密封部件
立式单级离心泵轴封结构的特点：
采用三道串联、可以控制泄漏的轴封，将一回路压力过渡到大气压，并且避免一回路冷却剂泄漏到外界环境中
a.第一道密封，是带有光滑表面可控泄漏流体动态性密封，由固定在轴上的旋转动环和不能转动的浮环组成，内表面覆盖氧化铝薄膜。
正常工作时，来自化学与容积控制系统的水在两环之间形成极薄的水膜，达到密封的效果，轴封的前后压差约为15.4MPa，泄漏量为700 l/h
b.第二道密封
采用弹簧组压紧的表面摩擦型轴封，在旋转环上覆盖一层氧化铝，石墨通过弹簧压紧在氧化铝上，并与泵的静止部分连成一体，实现密封效果。
作用是阻挡第一道轴封的泄漏，并且在第一道轴封发生事故时，能承受一回路压力，并保持一段时间，第二道轴封的前后压差约为0.35MPa，泄漏量为7.6 l/h
c.第三道轴封
采用弹簧组压紧的表面摩擦型轴封，其前后压差为0.02MPa，泄漏量为0.1 l/h
3.电动机驱动部件
a.两个径向轴承
径向固定电动机
b.止推轴承
正常运转时，流体作用在泵上的推动力大于泵的重力，轴承受到大约45t的力而向上贴紧在启动和停运时，流体作用在泵上的推动力小于泵的重力，轴承受到大约25t的力而向下贴紧
c.惰转飞轮
增加主泵的转动惯量，延长其惰转时间
d.电动机轴
把主泵与电动机连接起来
三冷却剂泵的特性参数
冷却剂泵的主要特性参数
a.流量Q
指泵在单位时间内所输送的液体体积流量
b.扬程H
扬程是泵所抽送的单位重量液体从泵进口处到出口处能量的增值，也就是一牛顿液体通过泵所获得的有效能量，即泵抽送液体的液柱高度。
单位重量液体所具有的能量在水力学中称为水头，包括压力水头(即由静压力形成的水头)和速度水头(即由动压力形成的水头)
c.转速n
泵工作轮单位时间内的转数
d.功率P, Pef
泵功率指原动机输送给泵轴上的功率，又称轴功率，记为P；有效功率是根据泵的扬程流量计算的功率，即单位时间内泵对流经的液体所作的功，记为Pef
e.效率
有效功率与轴功率的比值，又称为泵的总效率
f.汽蚀余量
又称为泵的净吸入扬程，是用来判断水泵是否发生汽蚀的物理量。
汽蚀：由于流体动力作用，运动液体的局部压力降低到液体饱和温度下的饱和压力时，液体就开始气化形成汽泡，汽泡随液体到达静压超过饱和蒸汽压力的区域时，蒸汽突然凝结而使汽泡破裂，这种破裂会在很短时间内发生，周围的液体以极高的速度向汽泡原来所占的空间冲去，产生了强烈的高频水力冲击，从而使泵的构件受到严重损伤。
这种液体气化、汽泡产生、蒸汽凝结、汽泡破裂的整个过程及其一系列现象，称为汽蚀
i.可用汽蚀余量：在冷却剂进入水泵前所剩余的并能有效的加以利用来防止汽蚀的这部分能
量,记做NPSHav
NPSHav＝P/pg-Pv/pg+w*w/2g
其中，P为泵进口处绝对压力
Pv为液体相应温度下的饱和压力
w为泵进口截面上液体的平均速度
ii.必需汽蚀余量：它和泵本身的设计有关，是衡量水泵抗汽蚀性能好坏的一个物理量，目前尚无精确的计算方法，只能试验得到，记做NPSHre
当NPSHav小于等于NPSHre时，发生汽蚀
NPSHav大于NPSHre时，不发生汽蚀。