AP1000_第三代核电_屏蔽主泵与湿定子主泵结构特点分析_江笑克
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用
第三代核电机组AP1000在停堆大修方面的优势应用摘要：AP1000第三代核电机组的先进性体现在使用成熟技术的基础上，在设计上采用了非能动的安全系统，加强了预防和缓解严重事故的措施，提高了电站的安全性；同时，由于非能动技术的使用，使得电站的辅助设备大大减少，减少了故障的概率，提高了安全性；另外，由于核级设备的减少，对核电机组大修安排方面的制约降低，更加灵活的安排核电机组的换料停堆大修，将大幅缩减大修工期。
关键词：AP1000；非能动；换料停堆大修1．前言AP1000为第三代非能动核电站，是目前应用非能动理念的代表者。
鉴于AP1000机组的非能动特性，在设计及电站运营上，必然与第二代核电机组存在较大差异；非能动技术的引入，大幅度简化了系统设备。
根据AP1000机组设计大修时间为17天或更短，因此本文将重点研究AP1000非能动核电机组较传统二代压水堆核电机组（本文以M310为例）在机组停运大修方面的优势。
2．AP1000机组在大修中的优势应用2.1总体设备数量减少AP1000的设计理念简单，厂房规模缩小，系统设置简化，工艺布置简化，管道交叉减少。
相应使设计工作量减少，设计接口更易于控制和管理。
很多动力设备被取消，取消了应急动力电源。
AP1000的简化非能动设计大幅度减少了安全系统的设备和部件，与正在运行的M310电站设备相比，阀门、泵、安全级管道、电缆、抗震厂房容积分别减少了约50%，36%，83%，87%和56%，同样在大修期间的检修项目将大幅度减少；同时便于采购、运行和维护。
2.2 低低水位阀门M310机组低低水位阀门约230个左右，平均每次大修低低水位阀门检修数量为20-30个左右，且即使通过中长期优化某次大修无低低水位，但因阀门、管道等新增缺陷可能性大，所以无低低水位大修在二代核电机组里实现难度较大。
AP1000机组因采用非能动设计理念，阀门数量大幅度减少，其中低低水位阀门数量在60个左右，平均每次大修低低水位阀门检修量为5-7个左右；同时因管道排布、阀门数量少，可以通过冰塞的方式进行低低水位阀门的隔离检修，从而取消堆芯全卸料后的排水到低低水位、低低水位检修和检修后一回路充水的工作。
AP1000核级泵应用浅谈
设过 程 中成长起 来的核 电泵厂家面 临的将会是一个 前所未有的严峻形 式。据 了解 ， 面 对这种情况 已经有
Ｅ Ｐ Ｒ 堆 型等。根据 国家核 电发展规 划 ，后 续开工建设 的核 电堆 型极有
可 能以ＡＰ１ ０ ０ ０ 堆 型为 主 。下面 根 据ＡＰ １ ０ ０ ０ 堆 型介 绍一 下相 关泵 设 备的情况 。
波 罗公司及深蓝泵业 公司等一 批核
术 ，精 简 了很 多 对 安 全 重要 的能 动 系统 及 其设 备 ，Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 堆型中 划分 为核级 的泵仅有 反应 堆冷却剂 泵 （ ４ 台／ 机组 ）和正 常余热排 出泵 （ ２ 台／ 机组 ） ，而其 他非核 级泵按 工业标准设 计、制造 ，除了部分需
Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核级泵应用浅谈
深圳 中广 核工 程设 计 有 限公 司 上海 分公 司 江笑 克
‘ ‘ Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 堆型中使用的核级泵设备相对于其他堆型骤减 有 关厂家 已开
，
始谋划转型 ， 将产品线向其他方向延伸。
， ，
ＡＰ Ｉ Ｏ ０ ０ 为第三代先进非能动
耐 辐照 。
级泵供 货商 ，并且在 国内其他核 电 机组 的建设过程 中积 累了一定的供 货 经验 ，后续正常余热排 出泵的 国 产化 将是水到渠成 的事情 ，但是 因 此行业竞争将 会非 常激 烈。 综上所述 ，如果 后续 国家重点
ＡＰ １ ０ ０ ０ 反应 堆冷 却 剂泵 采用
表 ，ＡＰ１ ０ ０ ０ 堆 型 则以 浙江 三 门 、
力推ＡＰ Ｉ Ｏ ０ ０ 堆型在国内的建设，
由于ＡＰ １ ０ ０ ０ 堆 型 中使用 的核 级泵
AP1000第三代核电站主泵RCP
AP1000第三代核电站主泵RCP
第三代核电 2009-09-29 16:49 阅读52 评论0
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AP1000第三代核电站主泵RCP简介：
1. AP1000：有4台屏蔽主泵。
主泵的水力部件如叶轮、扩压片及与扩压片相边的结构直接安装在电机单元上，中间没有联轴器，电机定子和转子均包容在与主回路连通的承压边界内，电机为立式、水冷、鼠笼感应式电机，其定子绕组和转子铜棒均由非磁合金与主冷却剂隔开，形成屏蔽式结构。
电机电源与变频器相连，在232℃以下，主泵转速可调，在232℃以上，变频器被旁路，主泵以恒定转速运转，利于减少启动前的电力消耗，改善电机的启动性能，降低电机启动时对设备寿命的消耗。
2. M310：3台100/D型主泵，轴封式主泵，三级密封，风冷鼠笼三相感应电机，通过联轴器与水泵相连，
水泵推力由电机的推力轴承承受，通过轴封注入水和热屏冷却水冷却主泵轴承和轴封等装置。
3. 主泵部分参数：
参数AP1000 M310
数量 4 3
额定功率 5.15MW 6.5MW
额定流量17880m3/h 23790m3/h
扬程 11.1bar 9.7bar。
核电厂AP1000主给水泵调试过程的主要问题分析及处理
1） 给水泵的驱动方式采用电动驱动方式； 2） 给水流量控制采用调节阀控制，给水泵的
选型采用定速给水泵；
3） 给水泵的配置方式为3台给水泵并列运
行，无备用泵。
13给水泵的技术参数
给水泵的主要技术参数详见表1。 表1给水泵主要技术参数
主给水泵
前置泵
型号
卧式单级双吸叶轮泵 卧式单级双吸叶轮泵
数量/台
3
3
压头/ m
595
190
设计流量/（m'/h）
2900
2900
最小流量/（m3/h）
1100
1100
设计温度/无
190
190
运行温度/弋
177.3
177.3
转速/(r/min)
4660
1500
2给水泵系统
2.1给水泵系统流程
从除氧器来的水经过前置泵入口电动隔离阀、 滤网进入前置泵，经过前置泵升压后进入主给水 泵，经出口逆止阀和电动隔离阀送往主给水母管，
连。齿轮箱为增速齿轮，从1494 r/min增至 4750 r/min,泵及齿轮箱安装在公用底板上。
• 42 •
2019年第Leabharlann 期115联轴器岀于防地震考虑，电机两端的联轴器采用齿轮 式联轴器，齿轮箱与主泵之间的联轴器采用弹性叠 片式联轴器，齿轮式联轴器中注入油脂润滑。为防
止轴电流，齿轮式联轴器采用10 mm绝缘板（耐压 1万伏的树脂）。
1.1.3 电机
给水泵电机为双轴伸电机，一端带前置泵，另 一端通过升速齿轮箱带主泵。电机两端各有一个支 持轴承，每个支持轴承有两个轴瓦，每个轴瓦各有
一个电阻测温元件。给水泵电机额定电压为10 kV, 频率为50 Hz。
第三代核电技术与AP1000先进核电机组
第二章 什么是核电的第一、 二 、 三 、 四代
2 . 1 核电发展简史 自 1 954 年 . 前苏 联建成电功率为 5兆瓦的实验性核电站以来，核电技术的发展可以划分为 第 一 、 二、 三 、 四代。
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核电技术商业应用{建造) 第三代
秦山核电站
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第三代核电技术与APIOOO先进核电视组
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第三代核电技术与AP 1000先进核电机组
截至 2009年1 月 底 中 国 大陆运行和在建的商用核电机组
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国家核电 SNPTC
第三代核电技术与 API000先进核电机组国熏穰源自 SNP冒冒:国家核电技术公司
二00九年二月
国军履理
SNPTC
第三代核电技术与AP1000先进核电机组
目
录
第 一 章 核电的优点及国际. 国内 发展简况 . . . . . .. . . .. . . . .. . .... . . . . . . ...... . . . . .. . . .. . 2 第 二章 什么是核电的第一、 二、 三 、 四 代..... . . . . . .………………. . . . . . . . . . . . . . . 7 第 三 章 为什么 第三代核电技术是当今国 际上核电发展的主流. . . . . . . . .. . . . . . . . . . . .. . . . . . 1 1 第 四 章 第三代与第二代核电厂在安全上 的主要 差别.... ... . . . . . . .. .. . . . . . . . . . ..... . . . . 1 5 第 五 章 为实现第三代核电安全目标的两种设计患路 . . . . . . . . . . . . . .0. . .. . . . . . .……. . . .. 1 8 第 六章 APl∞0核电厂的基本特点 . . . . . .. . .. . . . . . . ... . . . . . . .. .. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21 第 七章 AP1000核电厂的技术成熟性. . . . . . . .. . . ... . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . .25 第 八章 AP10∞核电厂的安全性 . .. . . .. . . .. . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . ... .34 第 九章 AP1000核电厂的经济性.. . . .... . . . . . . . . . . . .... . .. . . . . . . . . . . . ...... . . . . . .....38 第 十章 引进AP 1∞0先进核电技术是国家的战略决策 . . . . . . .. . . . . ... . . . ........ . ... . . ...40 第 十一章 . "第三代核电自主化依托项目 . 进展情 况 . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . . . . .44
AP1000屏蔽泵的应用分析
doi：10.3969/j.issn.1000-7229.2010.11.023
所有的转动部件，消除了泵轴封系统[3-4]，泵壳和电机 的定子外壳提供了防止反应堆冷却剂以及其他放射 性材料泄漏到安全壳大气中的一道屏障。以下介绍 AP1000 屏蔽泵用于核电站的优势与不足。
一方面，飞轮被密封在泵壳内，限制了飞轮的直 径；另一方面，飞轮在冷却剂中高速旋转，水摩损耗大， 也使飞轮直径不能够太大。在保证机械强度的前提 下，为了以较小的尺寸获得较大的转动惯量，对飞轮结 构进行了改进，将其质量块由整圆盘叠片改为分瓣扇 形块。尽管如此，主泵转动惯量仍然偏小。 3.3 无防逆转装置
1 AP1000 屏蔽主泵构成
1.1 水力机械部分 AP1000 屏蔽主泵的结构如图 1 所示。AP1000
屏蔽主泵由水力机械部分泵和驱动部分电机组成 。 [5] 泵由泵壳、叶轮和导叶等部件组成，直接安装在电机 单元上，中间没有联轴器。由于电机的转子和泵的叶
0 引言
AP1000 压水堆一回路系统由 2 个并联环路组 成，每个环路由 1 台蒸汽发生器、1 条热段主管道、2 条 冷段主管道和 2 台反应堆冷却剂泵（也称主泵）组成， 另有 1 台稳压器连接到其中的 1 个环路的热管段。主 泵的功能是将高压、高温状态下的反应堆冷却剂升 压，克服系统阻力，完成在堆芯、冷却剂环路和蒸汽发 生器之间的循环。
（2）去掉了轴密封及相关辅助系统，简化了机组 运行，减少了泵的维修工作量，例如没有联轴器，因此 机组对中问题也不存在。
（3）消除了飞轮破裂引起的飞射物损坏安全壳， 简化主泵支撑系统内其他设备的可能性。
（4）采用水润滑轴承（不采用油润滑），消除了油 润滑带来的火灾隐患，提高了核电站的安全性。
第三代压水堆核电站AP1000简介1
1200MWe 电厂可利用率 1117MWe 堆芯熔化频率 3415MWt 大量早期释放频率
AP1000主要系统构成
反应堆和反应堆冷却剂系统 专设安全设施 反应堆辅助系统 蒸汽动力转换系统 电气系统 仪表控制系统
核蒸汽供应系统示意图
核电站是利用核裂变反 应产生的能量来发电。 它大体上可分为两部分： 一部分是利用核能产生 蒸汽的核岛，包括核反 应堆和一回路系统；另 一部分是利用蒸汽发电 的常规岛，包括汽轮发 电机系统。 由反应堆、一回路、 二回路实现着： 核能→热能→机械能 →电能的转换 核能以热能的形式释 放出来，被流经反应堆 的一回路高压冷却水带 走，水在堆芯中吸热， 温度升高后流出反应 堆，流经SG将热量传给 二次侧给水，降温后的 冷却水由主泵送入反应 堆不断地循环。SG二次 侧水受热后蒸发成饱和 蒸汽，通过主蒸汽管道 送往汽轮机，推动汽轮 机转动，带动发电机发 电。
系统可靠性 操纵员可不干预时间
AP1000主要特点---简化
厂房、设备布置简化－－缩短建造周期
●
第二代核电站的安全系统是能动系统，它包括数量较多的泵、 安全级阀门以及相应的管道，应急柴油机，换料水箱，安全级 支持系统（通风系统、设备冷却水系统）等组成。大部分设备 都布置在安全壳外的辅助厂房内。
●
第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统，它仅由5只水 箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳 内。
前言
固有安全性主要体现在：
① 自然的安全性：自然科学法则，事故时能控制反应性或自动终止裂 变，确保堆芯不熔化。 ② 非能动安全性：建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上 的非能动设备（无源设备）的安全性，既安全功能的实现毋需依赖 外来的动力。 ③ 后备的安全性：由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质释放的多重 屏障提供的安全性保证。
AP 1000核电厂叶片可调式循环水泵结构原理及特点分析
工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald141三门核电一号机是全球首台A P1000机组，其电厂循环冷却水采用一次循环冷却供水方式，循环水取自三门湾，经过热交换器后排入三门湾。
该系统采用2×50％循环水泵配置，单台循环水泵流量139 800 m 3/h，扬程16.2 m，转速164 r p m，轴功率7700 kW，进口直径4800 m m，出口直径4100 m m，如果一台循环水泵停运或跳闸，在设计海水温度的情况下，机组出力下降到96％额定功率。
循环水泵由日本三菱高砂制作所设计制造，为立式混流泵，且叶片角度可调，在国内核电厂尚属首例。
叶片角度可调实现了冬季循环水泵可以在较小流量下运行，从而降低了泵的功率，减少厂用电量，从而达到节能的目的。
该文将简单介绍循环水泵机构特点，保证机组今后的经济安全运行。
1 循环水泵结构概况该循环水泵是单级、浸入式、可调叶片角度的立式混流泵，其结构主要包括吸入口，出口弯管，出口管，泵轴，叶片及径向轴承、轮毂及联轴器，循环水泵结构如图1所示。
泵轴及电动机周均为空心，其中电机顶部装有控制杆。
电动机轴装有连杆，用于叶片角度控制的叶片控制单元安装在电动机的顶部，如图2所示。
液压油系统由油单元、叶片控制单元、叶片控制机构及附属管路组成。
联轴器联接电机与泵，其被活塞及活塞环分成上下两个油室。
活塞的下部连接在控制杆上，活塞的上部连接有电机连接杆及油管。
叶片控制单元的油使控制杆作向上或向下运动从而调整叶片角度，推力轴承安装在电动机上，机架承受电动机及泵转子自重及运行时产生的轴向力，泵的转子径向力由橡胶导轴承承担。
2 叶片安装角调整的液压油系统组成液压油系统由油单元、叶片控制单元、叶片控制机构及附属管路组成。
2.1 油单元油单元安装在电机附近由油箱、冷油器、安全阀、过滤器及油泵组成。
油单元供应液压油至叶片控制单元。
AP1000屏蔽泵的应用分析
AP1000屏蔽泵的应用分析摘要：AP1000屏蔽泵作为当下拥有最大容量的飞轮式屏蔽泵，在核电领域拥有重要的应用意义。
笔者从AP1000的基本构造入手，分析了AP1000的主要不足和优势，进而对其实际应用提出几点看法。
关键词：AP1000；屏蔽泵；应用分析AP1000屏蔽泵作为我国第三代核电技术的主要代表之一，以其百万千瓦级的功率水平，表现出宽广的应用前景。
但就现阶段AP1000屏蔽泵的应用而言，尚未形成完整、科学的应用体系。
AP1000系统由两个并联环路构成，各搭配两个主泵，具有安全性高、噪声低、结构稳定等优点，但也有效率低、飞轮惯量较小等不足，故而对其进行应用分析，具有重要的现实意义。
一、AP1000屏蔽泵结构概述AP1000屏蔽泵在结构上与传统泵有很大的差异，其结构如图一所示。
主要包括屏蔽式感应电机（由封闭的转子和定子、屏蔽套组成）、单级离心泵、热屏（用于防止泵壳内部热量传递至电机内部）、3个轴承（1个双向推力轴承和2个径向轴承，采用水润滑）、2个飞轮（安装于电机上下两侧，用以增加转动惯量，延长惰转时间，辅助建立自然循环）等部件，以及冷却主泵各组件的两个设备冷却水回路。
图一 AP1000屏蔽泵结构简图二、AP1000屏蔽泵特点概述就AP1000屏蔽泵整体而言，具有安全性高、结构紧凑、运行平稳、占地空间少、噪声小、启动电流小等特点，主要体现于以下几点。
第一，采用变频器驱动。
一般感应电动机启动电流是正常工作电流的5-7倍，而AP1000主泵采用变频器驱动，降低冷态工况时电机功率，从而最大限度地缩小电机尺寸，由于变频器具备制动再生功能，允许主泵倒转时直接启动，并向所连接母线反馈电能的优势。
第二，AP1000在泵的结构组成方面进行了简化处理，反应堆冷却剂通过热屏与泵壳之间迷宫式密封进入电机内部，在辅助叶轮推动下，循环冷却电机，整个回路都处于压力边界内，因此不需要轴密封系统，减少了因轴密封装置失效，导致冷却剂泄漏造成小LOCA的事故，同时减少了维修工作量，又杜绝了机组对中偏差等问题, 同时取消了维持轴密封的补水流反应和密封水收集系统,。
浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点
浅析核电主泵的发展以及各代主泵的特点摘要：本文简要介绍了核电站主泵的发展以及各代主泵的优缺点，包括新型三代核电屏蔽式主泵的主要特点。
关键词：核电主泵屏蔽引言从1954年前苏联成功建成世界第一座5兆瓦的实验性核电站到现在100万千瓦的先进压水堆核电站，民用核电站已经发展了三代。
虽然其设计理念和电站结构都有很大的改动，但作为核电站心脏的主泵，其核心设备的地位一直未曾动摇。
1.二代主泵的特点一代核电站为实验堆，本文暂且不论。
在商用核电站中，从二代到二代加的核电站机组，都是采用带轴封的单级离心主泵。
以秦山二期100D主泵为例，该主泵从西班牙ENSA采购，是一台立式带飞轮的单级离心泵。
该主泵的轴封采用串联的三级密封，第一层密封为可控液膜密封，第二层为压力平衡摩擦端面型密封，第三层为机械摩擦端面双效应型密封。
该主泵的主要优点是效率高，但同时，其缺点也是显而易见的。
首先，核岛内必须多增两套管路，一套轴封注水/冷却水管路和一套轴封泄露水回收管路，他们的泄露或失效都会导致核岛内核泄漏。
轴封水温度检测、压力检测、液位检测和流量检测系统都是为了轴封专设的监测单元，增加了系统复杂性和操控难度。
其次，不论采用多先进的轴封，其固有的特性决定了存在轴封失效的可能，一旦失效，将会对主泵乃至整个核电站造成严重的影响。
即使只考虑正常的损耗，在核电站整个寿期内也需要多次更换，不利于核电站的长期稳定运行。
而且，由于主泵位于核岛内，处于高辐射区，维修人员每次维修所接受到的放射剂量也是一个不容忽视的问题。
2.三代主泵的特点上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。
在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。
AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安全功能的技术。
沈鼓集团与哈电集团联合研发的三代核电技术屏蔽主泵顺利发运
沈鼓集团与哈电集团联合研发的三代核电技术屏蔽主泵顺利发
运
佚名
【期刊名称】《水泵技术》
【年(卷),期】2022()6
【摘要】2022年11月22日,由沈鼓集团与哈电集团联合研发的三代核电技术屏
蔽主泵在沈鼓集团顺利发运,标志着国内首台具有自主知识产权的、目前全球最大
的三代核电技术屏蔽主泵正式开始交付用户,对中国的核电事业具有里程碑意义。
非能动三代核电技术是目前世界上最先进的核能发电技术,其可靠性和安全性更高。
【总页数】1页(P63-63)
【正文语种】中文
【中图分类】F42
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5.国家核电与沈鼓集团签40台核电主泵采购大单
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浅谈压水堆核电站AP1000屏蔽式电动主泵
１ 反应 堆冷却剂 系统 简述
一
压 力 容器
图 １ ＡＰ１０００一 回路 系 统 布 置 图
表 １ 一回路系统主要参数
参 数 冷 端 数 量 （个 ） 热 端 数 量 （个 ） 堆 芯 出 口压 力 （ＭＰａ） 堆 芯 出 口温 度 （℃ ） 堆 芯 入 口压 力 （ＭＰａ） 堆 芯 入 口温 度 （℃ ） 每 环 路 最 佳 估 算 流量 （ｍ ／ｈ）
数 值 ４
ｌ５．５Ｏ ３２１．１ １５．９３ ２８０．７ ３５７７２．１
ＡＰ１０００反 应 堆冷 却 剂 系 统 借 鉴 了美 国 ＡＰＰ— ＣＥ公 司开发 的两 环路压水堆 的设计 ，主 回路 由 ２ 个 并 联 环路 组 成 ，每 一 个 环 路 由一 台蒸 汽 发 生 器 、 一 条热 段 主 管道 、２条冷 段 主 管 道 和 ２台并 联 的主 泵 组成 ，另 有一 台稳 压 器联 接 到 其 中的一 个 环路 的 热管段。ＡＰ１ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ０００蒸汽发生器为立式 、倒 ｕ形管型蒸 汽 发生器 ｂ】。 主泵 采用 无 轴 封 的屏 蔽 式 电动 主 泵 ， 其一 回路 系 统 主要参 数 见表 １所 示 ］，一 回路 布置 见 图 １。
２００８年第 ４期
，Ｊ．番柱 采
维普资讯
浅谈压水 堆 核 电站 ＡＰ１０００屏蔽式 电动 主泵
张 明乾 刘 昱 李承 亮
（中广 核工 程设 计 有 限公 司 上海 分公 司 ，上 海 ；２０００３０）
摘要 ：综合介绍美 国西屋公司第三代先进压水 堆 ＡＰ１０００屏蔽式电动主泵的主要技术特点 ，通 过对屏蔽式 电动主泵 功能及 机械 结构方面的介绍 ，探讨 其设 计上 的独特优 点，分析评估此泵在我国技术转让过程 中存在 的潜在 风险 。
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。
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
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AP1000 建造进度表
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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。
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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。
世界首台第三代核电AP1000主泵试验进展情况
泽尼
司为钢铁糯业麽水
嘲 方寨
在钢铁行业 中 ，从钢铁冶炼到钢管成 品 ，工艺 流程会 产生很多工业废 水 。这 些废水里 面
有些含 钢丝等纤维类 ，有些含有大颗粒 ，有些介质 温度高 ，有些含 固率非 常高 。湖南衡钢集
小 番 柱 采
进行正式工 程设计试验和耐久性试验。根据 目前工作计划 ，美 国 Ｅ Ｄ公 司和西屋公 司将在未 Ｍ 来 １ 个 月 内完成 主泵 的最终鉴定试验 ， 试验计划满足 主泵按合 同进度 向我 国第 三代 核 电 自 ２ 该
主化依 托项 目浙江三 门核 电站一期工程和 山东海阳核电站一期工程按期供货 的进度要求 。
２１ ０ ０年第 ４期
・ ９・ ４
世界曹台第三代核电 Ａ ｌＯ ｉ ｅ圭泵 验进展情况 ＰＯ
世界上首 台第三代核 电 Ａ Ｉ０ 屏蔽 电机主泵第三次 中间试验 近 日在位 于宾夕 法尼亚 州 Ｐ Ｏ０
匹兹堡市 的美 国科 蒂斯怀 特（Ｕ ＴＳ — Ｉ ＨＴ公 司 Ｅ Ｃ Ｒ ＩＳ ＷＲ Ｇ ） ＭＤ主泵 制造 厂取 得成 功 ，这 标志 着
此 次 中间试 验期 问 ，Ａ １０ Ｐ ０ ０主泵共 运行 ２ ． 小 时 ，起停 ８ 。此次 中间试 验结果达 到 ８ ２ 次
了试验前设 定 的 ８ 个期望 目 ，即：惰转 曲线平滑 ；轴承没有 出头所测数据 表明推力 载荷均匀分布 ；轴 向推力 载荷在推力 轴承允许 范 围
内 ；径 向轴 承所受载荷在径 向轴 承允许 范 围内；水力性能显示扬程 和流量在要 求范 围内 ；压
力扫描结果 表明转子弯 曲非 常小 ，可接受 。 本 次试 验成 功完成 后 ，美 国 Ｅ Ｄ公 司和 西屋公 司还 将进行 更 为深入 的试验 数据 分析 、 Ｍ
AP1000屏蔽电机主泵关键部件质量控制
AP1000屏蔽电机主泵关键部件质量控制主泵关键部件的质量控制工作是AP1000屏蔽电机制造过程中最重要的部分，也是影响屏蔽电机后期使用效果的关键因素。
由于近年来，很多新型的科学技术手段涌入社会的发展中，所以相关制造团队为了提高AP1000屏蔽电机整体的质量和使用效果，不仅在控制关键部件质量的同时，深入的研究关键部件的性能和设计理念，同时还将一些先进的技术手段应用到了屏蔽电机的制造与质量控制工作中。
但目前AP1000屏蔽电机主泵关键部件的质量控制工作在实际开展的过程中，还是会由于一些因素的影响而出现问题，所以需要相关科研部门能够提高对关键部件质量控制工作的重视。
1 AP1000屏蔽电机主泵概述AP1000反应堆冷却剂泵（简称主泵）是美国柯蒂斯怀特流体控制公司所属的EMD工厂依据前期军堆的使用经验和三代核电技术要求，专门为1000MW核电机组设计的屏蔽电机主泵。
AP1000反应堆系统设计为两个回路，每个回路的蒸汽发生器底部各悬挂两台主泵。
主泵电机内腔室、泵腔室及一回路连通，电机壳体与泵壳共同组成主泵的压力边界，如图1所示。
为实现屏蔽主泵的无泄漏、高转动惯量、免维修性等先进设计理念和功能，必须对主泵结构、材料等进行优化设计。
如，为防止冷却剂与定转子铁芯接触受到侵蚀，定子内壁和转子外圆分别焊接一个薄壁屏蔽套；为获得高的转动惯量，在有限的腔室空间内设置两个乌金飞轮；为在没有顶轴和止逆装置的冷却剂中支撑主泵转子，设置了带有预紧力的推力轴承。
上述几种部件对保持屏蔽电机主泵的先进性和安全性发挥着至关重要的作用。
AP1000首堆主泵在制造过程中出现了一系列质量问题，其中屏蔽套、飞輪、轴承等主要部件质量问题较多，是监造质量控制的重点。
本文结合前期项目的典型质量案例对问题的成因进行了分析，并从技术和管理的角度提出应关注的质量控制要点。
2 AP1000屏蔽电机主泵关键部件质量控制要点2.1 轴承的质量控制要点轴承是AP1000屏蔽电机主泵中最基础的关键部件之一，也是保证屏蔽电机质量和正常运行的关键。
第3代核电(AP1000)关键设备工艺制造特点综述
设 计 批 准 的 ４种 第 ３代 核 反 应 堆 之 一 应 堆 一 回 路 由 １台 反
反应 堆压 力 容器 、 １台 稳 压 器 、 台 大 容 量 的 蒸 汽 发 生 器 、 ２ ４ 台 屏 蔽 式 主 泵 、 冷 段 和 ２条 热 段 管 道 组 成 。 由 于 主 泵 入 ４条
５ ８ ３锻 件 和 低 合 金 ０—
Ａ １０ Ｐ ０ ０是 美 国 西 屋 公 司 开 发 的 一 种 双 环 路 、百 万 ｋ Ｗ
级 的先 进 压 水 堆 核 电 机 组 ． 通 过 美 国 核 监 管 委 员 会 （ Ｒ 是 Ｎ Ｃ）
１２ ０ ｍ 高 ． 芯 区 ２０ ｍ 堆
内 径 ４４ ｍ ０ ０ ｍ． 总 重 为 ４ ５３ ． 由 Ｓ 一 ２ ．ｔ Ａ
之 间 采 用 焊 接 连 接 封 头 由 顶 盖 和 法 兰 制 成 上 封 头 为 控 制
将 封 头 与 下 部 压 力 容
器 相连 ． ２个 ０ 型 金
图 ２ ＡＰ ０ ０蒸 汽 发 生 器 １０
属 密 封 圈 起 密 封 作 用 。上 封 头 上具 有 ６ ９个 １ １ ｍ 的贯 穿孑 以插 入 控 制棒 驱 动 ０． ｍ ６ Ｌ
技 术 仍 处 于 试 制 阶 段 ． 内制 造 厂 家 缺 乏 相 关 的 工 艺技 术 和 制 造 经 验 。 设 备 的 国产 化 带 来 了 巨大 困难 。 过 对 Ａ １ ０ 国 给 通 Ｐ ０ ０先 进
压 水 堆 设 备 的 制 造 特 点 进 行 分析 ． 以 加 深 对 第 ３代 先 进 压 水 堆 技 术 的 了解 。 确 设 备 制 造 的 难 点 以及 国产 化 面 临 的 一 些 问 可 明
底 封 头 及 可 拆 卸 带 法 兰 上 封 头 构 成 的 圆柱 形 结 构 。 体 包 括 壳 两 部分 ： 上壳 体 （ 管 段 ） 下 壳 体 （ 性 段 ） 接 和 活 。下 壳 体 和 底 封
第三代核电站与AP1000
第三代核电站与AP1000来源：中国核电信息网发布日期:2009-02-16一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在3 00MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1 040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System 80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
AP1000核电技术特点介绍
AP1000核电技术特点介绍2009-03-23 17:20AP1000是西屋公司开发的一种两环路1000MWe的非能动压水反应堆核电。
与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC（加热、通风、空调系统）、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。
非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。
通过这些设计改进，AP1000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3×1.0×10-7/堆年，远低于URD要求的1.0×10-5/堆年，进一步将AP600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
AP1000的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求（URD），具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。
AP1000 的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：≈1000MWe电站设计寿命：60年堆芯损坏频率：＜1.0×1E-5/堆年严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：＜1.0×1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方面提供一个尽可能简化的核电站。
模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。
为此，AP1000将实行一种新的建设模式——虚拟建造技术和模块式建设方式。
虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对AP1000的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。
采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP1000施工工期的目的。