离心泵的安全故障分析

事故简述： 1986年4月26日当地时间1点24分，切尔诺贝利核能发电厂4号 反应堆发生严重泄漏及爆炸事故，大约有1650平方千米的土地被辐射 。后续的爆炸引发了大火并散发出大量高辐射物质到大气层中，涵400 倍以上。事故导致32人当场死亡，上万人由于放射性物质的长期影响 而致命或患的重病，至今仍有被放射影响而导致畸形胎儿的出生。
离心泵的安全故障分析
一、核电站发展历程 二、123代核电站的区别
三、第三代核电站简介及工艺特点
四、泵的安全故障分析 五、案例分析
核电站按照发展历程来讲，可分为四个阶段:
世界第一座核电站于 1954 年在 前苏联建成。 此时的核电站处于实验示范阶段 共有 242 个核电机组投入运行。 此时的核电站处于高速发展阶段 前苏联发生核事故。 此时的核电站处于减缓发展阶段 世界经济逐渐复苏。 此时的核电站处于复苏阶段
我国核电站发展的起步阶段
我国核电站发展进入推广与应用 阶段
根据我国制定的全新核电发展道
路，2007-2020年，是我国核电
站稳步推进的阶段。
一、核电站发展历程 二、123代核电站的区别
三、第三代核电站简介及工艺特点
四、泵的安全故障分析 五、案例分析
· 第一代核电核电站与第二代核电站的主要差异 第一代核电技术是和平利用核能研发阶段的试验堆和原型 堆。第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它 实现了商业化、标准化等 ·第二代核电核电站与第三代核电站的主要差异 第二代核电技术在安全上不满足国际原子能机构安全法规 （第二版）对预防和缓解严重事故的要求，也不符合我国新颁 布的安全法规对预防和缓解严重事故的要求，当然也不满足 URD和EUR的要求，但第三代核电技术能满足这些要求的。 第二代核电核电站与第三代核电站技术上存在差异还体现 在：先进的燃料管理技术、先进的反应堆设计技术、先进的人 因工程、先进的数字化仪表控制系统和控制室、宽裕的操作员 可不干预时间以及、模块化设计和建造技术等方面。
核电站安全事故及对策措施
一、核电站发展历程 二、123代核电站的区别
三、第三代核电站简介及工艺特点
四、泵的安全故障分析 五、案例分析
切尔诺贝利核电站位于乌克兰北部，它是前苏联时期在乌克兰境 内修建的第一座核电站。切尔诺贝利曾经被认为是最安全、最可靠的 核电站。1986年一声巨响彻底打破了这一神话。由于操作人员违反规 章制度，核电站的第4号核反应堆在进行半烘烤实验中突然失火，引起 爆炸，其辐射量相当于400颗美国投在日本的原子弹。爆炸使机组被 完全损坏，8吨多强辐射物质泄露，尘埃随风飘散，致使俄罗斯、白俄 罗斯和乌克兰许多地区遭到核辐射的污染。 切尔诺贝利核事故被称作历史上最严重的核电事故。普里皮亚季 城因此被废弃。
一、核电站发展历程 二、123代核电站的区别
三、第三代核电站简介及工艺特点
四、泵的安全故障分析 五、案例分析
核主泵 核主泵是核岛一回路系统中，用于驱动冷却剂在RCP(反应堆冷 却剂系统)系统内循环流动的泵。
循环泵
循环泵指装置中输送反应、吸收、分离、吸收液再生的循环液用 泵。一般采用单级离心泵。
1、装置特点 2、原理 第三代核电主泵为单级单吸立式混流式，液体由底部吸入，水平排出。 泵轴的防泄漏由三级串联布置的机械密封系统控制。压力略高于反应堆冷却 剂压力的密封注入水，阻止冷却剂向上流入泵水导轴承和轴密封，并冷却水 导轴承和密封部件。 3、循环泵的主要故障 叶轮冲刷腐蚀严重，使用寿命短；泵轴联轴器铰孔螺栓和法兰根部断裂 失效，甚至发生主轴断裂的故障；泵壳筒体连接螺栓断裂失效，法兰张口。 机械密封动环磨损，冷却水泄露。润滑油泄露发生火灾。 一般故障有汽蚀、涡流、叶轮卡塞、转子和定子太近产生动静件摩擦、 吸入口涡流、密封摩擦；主轴损坏、转子裂纹、轴出现裂纹甚至破裂、主轴 密封损坏甚至破裂、汽蚀作用导致主泵损坏等，以泵振动的形式表现出来。 松动性故障: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。 4、故障应对措施 及时更换润滑油；及时正确更换和正确安装盘根；定期检查真空表、压 力表、电流表、电压表是否正常，轴承温度及润滑油是否正常；机体有无异 常声响或振动；检查盘根松紧程度；管路是否漏气漏水。平衡装置工作是否 正常，吸水龙头是否被堵塞。电机温度是否正常。检查螺栓是否生锈松落。
上世纪 80 年代中期，我国进行了核电站的建设。 按时间段划分，主要有以下三个阶段:
同时， 2015 年也是中国 的核电元年，我国自主品 牌的“核电” 已远销海 外， 8月开建的巴基斯坦 核电项目、及随后的英国 布拉德维尔 B 项目和阿 根廷项目，均使用我国自 主研发的华龙一号技术。 此种核电技术被广泛应用 ，标志着中国已经跻身世 界核电的第一阵容， 成 为业界炙手可热的合作伙 伴。
核电站工艺特点（运行特点）
1、宜作基本负荷运行 2、定期更换燃料 3、负荷变化的限制 4、绝对保证停堆冷却 5、严格的水质管理 一、二回路水质管理是关系到燃料元件和设备部件能否在工作寿期内安 全运行的关键问题。 一回路水质变差会造成：①燃料元件表面污垢沉积；②腐蚀产物增加， 而腐蚀产物在中子辐照下会被活化，生成放射性同位素(主要为Co)，从而给 维修与检查带来困难；③水中出现过量的氯离子、氟离子和溶解氧，可使不 锈钢设备与管道及因科镍传热管发生严重的应力腐蚀。 二回路水质直接关系到蒸汽发生器运行的可靠性。二回路水中的杂质会 产生氢氧化物(游离苛性物质)。这些化合物的过量浓集会导致蒸汽发生器的 传热管产生晶间应力腐蚀。对用海水冷却的核电厂，需要防止海水漏入二回 路。 一、二回路有严格的水质标准，设有在线监测仪表，并定期取样分析。 6、最终需退役处置
2.事故损失
1.细节分析
3.国家影响
切尔诺贝利核事故
6.原因 4.人体影响
5.总结分析
核电为我们带来了能源利用前景，为社会日益增 长的能源需求带来了希望，同时也带来了核安全问题 ，一招不慎就有可能似的整个国家乃至世界带入核恐 怖之中，是人类万劫不复。 因此安全运营核电任重而道远。
——四川大学化学工程学院2014级安工2班
一、核电站发展历程 二、123代核电站的区别
三、第三代核电站简介及工艺特点
四、泵的安全故障分析 五、案例分析
第三代核电站的设计技术基础 1）ALWR计划的目标：为未来的ALWR提供一整套设计的综合 要求、稳定的审批基准、支持ALWR电厂的发展。 2）ALWR 的14条政策：简单化、设计裕量、人因、安全、设 计基准与安全裕量、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性 、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好。 3）ALWR高层安全设计要求，其要点如下： 抗事故能力 防止堆芯损坏 缓解事故能力 4）第三代压水堆核电站有两种类型： 改进型电厂（如EPR） 非能动型电厂(如 AP1000)