核 动 力 工 程
Nuclear Power Engineering
第26卷 第6期(增刊) 2 0 0 5 年12月
V ol. 26. No. 6(S1) D e c. 2 0 0 5
文章编号：0258-0926(2005)06(S1)-0103-06
主要机械性能的影响
王勤湖，李社坤，卢文跃，于海峰，曹智鹏
（大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳，518124）
摘要：论述了大亚湾和岭澳1000MW 压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响，为避免主泵受瞬态干扰，以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。
关键词：主泵；机械性能；一回路；工况变化 中图分类号：TL353 文献标识码：A
1 系统简介
大亚湾和岭澳1000MW 核电站反应堆冷却剂系统(以下简称一回路)由核反应堆和与其相连的3条输热环路组成。每条环路包含1台蒸汽发生器、1台反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)以及其相应的管道和阀门。其中的1条环路上还连接了1台稳压器。具体布置情况如图1所示。
图1 反应堆冷却剂系统流程简图
Fig.1 Flow Diagram for Primary Coolant System
由图可见，反应堆冷却剂经入口接管进入反应堆容器，在堆芯吊篮与压力容器壁之间的环形空间里向下流动，至压力容器底部后改变方向，向上流经堆芯，到达出口接管，由此流入环路的热管段；随后，反应堆冷却剂通过蒸汽发生器底部半球形封头上的入口接管进入蒸汽发生器，流经蒸发段的倒置U 形管后，由底部出口接管离开蒸汽发生器。蒸汽由蒸汽发生器的二回路壳侧产生，当冷却的反应堆冷却剂从蒸汽发生器出来后，流经一个U 形过渡管段，到达位于反应堆冷却剂泵底部的泵入口接管。反应堆冷却剂被该泵升压后，经该泵的出口接管，进入一回路冷管段，然后流回反应堆压力容器，构成闭合环路。
2 主泵的主要结构及工作原理
s4爆炸2.1 主泵的主要性能参数
大亚湾、岭澳核电站核主泵的主要性能参数为：设计压力17.23MPa ；设计温度343℃；主泵设计流量23750m 3/h ； 主泵设计扬程97.2m ；转速1485r/min ；电机电压6.6kV ；额定功率6500kW 。 2.2 主泵的主要结构
大亚湾、岭澳核电站主泵机组为立式、单级离心泵(图2)。该结构主要特点是电机在上，泵在下；电机直接驱动泵，轴密封均为3级串联可控泄漏机械密封。各部分结构简要介绍如下。 收稿日期：2005-08-22；修回日期：2005-10-08
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图2 核主泵总体结构示意图
Fig. 2 Construction Scheme for Primary Coolant Pump
2.2.1 主泵的水力部件 主泵的水力部件主要由泵壳、叶轮、导叶等组成。泵壳为准球形，由超低炭奥氏体不锈钢整体铸造而成；叶轮为混流离心式，有7枚叶片；导叶由12枚叶片构成。泵壳以上有泵盖主螺栓、螺母、密封体、密封盖、密封盖螺栓、螺母等构成核主泵的承压边界，均属于核一级部件。这些部件严格按照美国ASME 及法国RCC-M 标准进行设计计算、材料选用、制造、检验以及验收。
2.2.2 隔热屏 隔热屏由安装在导叶上体内侧的隔热套和扁平多层盘管组成的热交换器两部分组成。盘管内的低温冷却水将管外高温冷却剂的热量带走。
2.2.3 轴密封组件 主泵轴密封由3级机械密封串联组成。1#密封是3级密封中的主密封。该密封在水力原理上是流体静压型。当运行时，动环与静环二者间在压力水作用下形成一层数微米厚的水膜层(或者是间隙)。当动、静环两个工作面相互运动时，水膜层起到使两个平面不直接接触
(免于磨损)、阻止高压水外泄和冷却以及润滑等作用。
轴封注入水进入1#密封后，泄漏出的水大部分由引漏管排出并流进容积控制箱，少部分进入到2#密封的前端。2#密封泄漏出的水引流进入反应堆冷却剂疏水箱。
虽然2#密封是常规设计，但具有在高压作用下产生变形而形成流体静压型的特点，能在1#密封失效时替代其工作。
水性墨水3#密封也是常规设计，在3#密封面内，由硼和水补给系统注入压力为0.1MPa 的冷却水，该冷却水大部分与2#密封泄出的水汇流到反应堆疏水箱(阻止2#密封泄漏出的水进入3#密封)，通过3#密封泄漏的密封水量很少(压力相当于大气压力)，被直接引流到疏水箱，3#密封承受的压差仅为0.1MPa 。钢副框角码
2.2.4 泵内轴承及泵组轴系联接 泵内的水润滑导向轴承安装在轴密封与隔热屏之间。轴承由石墨制成，轴承体是用硬质合金制成的球形体，安装在球形轴承室内，可以起到补偿泵与电机轴线对中时产生的微小偏差。 泵轴与电机轴用刚性联轴节联结，使泵轴与电机轴组成一个刚性的通轴，既能传送扭力矩，也能承受向上或向下的轴向推力。刚性联轴节在轴密封检修时可以直接拆卸而不必移动电机。 2.2.5 电动机 主泵电动机直接安装在泵上部的电机座上，是立式鼠笼型、单速三相感应式电动机。电机定子由空气冷却器用设备冷水进行冷却。
电机转子的下部设有油润滑的径向轴承，上部设有由双向止推轴承及径向轴承组成的油润滑轴承组合部件。在一回路正常系统压力(约15.5MPa)下运行时，一回路液体压力作用于泵下端轴头的力约490N ，方向向上。该力大于泵转子、电机转子及泵叶轮产生的向下的合力，向上的剩余轴向力由上推力瓦承受。若一回路系统压力降低，向上的推力减少，压力降到某一值时，泵机组轴向力会转向下方，此时由下层的副推力轴瓦承受。为此，主泵在运行时，都严格规定一个允许起动主泵的最低系统压力。大亚湾核电站允许起动主泵的最低系统压力为2.5MPa ，目的在于保护1#轴密封和使泵转子轴向串动保持稳定。
王勤湖等：压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响 105
在电机的顶部设有飞轮，其功能是使主泵转子能有足够的惰转时间，以便主泵能在断电后的短期内向堆芯输送更多的反应堆冷却剂[1]。
3 一回路的主要工况变化
根据一回路设计要求，按其压力、温度、硼浓度等参数的不同，将其运行状态分为6个运行模式、10个标准工况(表1)。
根据一回路运行技术规范要求，一回路在各运行工况下运行，以及各相邻工况之间的转换和过渡期间，一回路的主要参数(一回路平均温度和压力)应在一回路允许的压力和温度范围内(图3中的阴影部分)。
4 易受一回路工况变化影响的参数
表2列出的主泵的主要机械性能参数中，易受一回路工况变化影响的参数有电机上轴承温度(包括电机上部和下部径向轴承、上部和下部推力轴承)、电机定子温度、1#密封泄漏流量、转子振
动轴位移和定子振动值等。
图3 一回路压力和温度边界示意图 Fig. 3 Bound of Primary Coolant Pressure and
人参切片机Temperature
表1 标准运行模式表① Fig. 1 Standard Operation Mode
运行模式 运行标准工况 一回路冷却剂装载量 一回路压力 (绝对压力)/MPa
一回路平均 温度/℃
一回路硼 浓度/10-6 核功率 换料停堆模式
(RCS)
换料停堆工况 水闸门未就位：≥15m 水闸门就位：≥19.3m 大气压力 10≤T ≤60 2300~2500 0 一回路充分打开维修冷停堆工况
≥LOW-LOI-RRA 大气压力 10≤T ≤60 2300~2500 0 一回路微开维修冷停堆工况
≥LOW-LOI-RRA 大气压力 10≤T ≤60 2300~2500 0 维修停堆模式
(MCS)
一回路卸压但封闭维修冷停堆工况 ≥LOW-LOI-RRA
p ≤0.5 10≤T ≤60
2300~2500 0 正常冷停堆工况
一回路满水 0.5＜p ≤3.0 10≤T ≤90 C B 冷~2500 0 单相中间停堆工况 一回路满水 2.4≤p ≤3.0 90≤T ≤180
C B 冷~2500 0 RRA 冷却正常 停堆模式 (NS/RRA)
双相中间停堆工况RRA 运行条件(RRA 连接) 一回路满水，稳压器双相状态
2.4≤p ≤
3.0 120≤T ≤180
C B 冷~2500
双相中间停堆工况RRA 运行条件(RRA 隔离) 一回路满水，稳压器双相状态 2.4≤p ≤3.0 160≤T ≤180 C B 冷~2500 0
双相中间停堆工况蒸发器冷却工况 一回路满水，稳压器双相状态 2.4≤p ≤13.9或160≤T ≤284 C B 冷~2500 0 蒸发器冷却正 常停堆模式 (NS/SG)
热停堆工况 一回路满水，稳压器双相状态13.9≤p ≤15.5和284≤T ≤294.4 C B 热~2500 0 反应堆临界阶段
一回路满水，稳压器双相状态15.5±0.1 291.4(+3，-2) 逼近2500 ~0 热备用 一回路满水，稳压器双相状态15.5±0.1 291.4(+3，-2) 2500 ＜2%P n 反应堆功率 运行模式 (RP)
功率运行工况
一回路满水，稳压器双相状态
15.5±0.1
291.4≤T ≤310
超导空调2500
2%P n ≤P ≤00%P n
注: ①LOW-LOI-RRA 为RRA 系统低低水位；P n 为设计核功率；C B 冷 为冷停堆要求的硼浓度；C B 热为热停堆要求的硼浓度
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5 工况变化对主泵主要机械性能参数影
响的原因分析
一回路的工况及其参数变化较多。总体归纳起来，主要有一回路降温、降压、硼稀释以及轴封注入水温度变化或轴封注入水流量发生变化等。这里仅针对这几种比较典型的瞬态变化，探讨其对核主泵主要机械性能参数的影响，涉及定性分析的前提是假定核主泵机械方面没有异常，同时假定为单一工况变化，其它参数不变。
5.1 一回路降温工况
在机组停堆过程中，从反应堆临界阶段向双相中间停堆工况、正常冷停堆工况和维修冷停堆工况过渡期间(见表1、图3)，会出现系统压力不变、温度降低的工况。在此期间，一回路温度由291℃逐步降低到80℃。温度降低的直接结果是反应堆冷却剂密度增大。资料表明，一回路冷却剂温度每降低10℃，其密度将增加3‰～4‰，同时黏度会增加1‰～2‰。而且密度变化增大则影响较大。核主泵热态轴功率为5932kW，如果在此期间温度由291℃逐步降低到80℃，则轴功率将平均增加400kW。由此会导致电机上、下径向轴承温度、电机定子绕组温度和泵轴承温度升高，同时导致泵内液体对1#机械密封水向一回路流动的阻力增加；在轴封注入水流量不变的情况下，可能会导致1#密封泄漏量略有增加。
综上所述，温度降低对核主泵主要机械性能的主要影响是：①电机上、下径向轴承温度以及电机定子绕组温度和泵轴承温度升高；②1#密封泄漏量略有增加，反之亦反。
为便于跟踪，主泵的各主要机械性能参数均有专门的记录仪器持续检测，可以实时反映。2003年5月
岭澳核电站1#机组大修期间，RCP泵在冷态(一回路温度为70℃，压力为2.5MPa)投运时，其1#机组2号主泵电机L1RCP002MO下轴承温度高达72.6℃，而机组在中间停堆工况(一回路温度为180℃，压力为2.5MPa)，其它条件不变时，L1RCP002MO下轴承温度回落到71℃。现场调查发现，该泵上轴承温度和电机定子温度的变化趋势也是如此，其他主泵的情况也类似，区别仅在于温度变化的幅度不尽相同，温度变化的幅度一般为2～3℃。现场记录还表明：在上述的一回路降温过程中，1#密封泄漏量略有减少。现场的实际情况与上述分析相吻合。
5.2 一回路降压
在机组停堆过程中，从反应堆临界阶段向双相中间停堆工况、正常冷停堆工况和维修冷停堆工况过渡期间(见表1、图3)，会出现系统温度不变，压力降低的工况。在此期间压力会从15.5MPa(绝对压力，下同)逐步降低到2.5MPa，压力降低的直接结果是反应堆冷却剂密度减小。资料表明，一回路冷却剂压力每降低10MPa，其密度就会减小4‰，对该泵而言，热态轴功率为5932kW，如果在此期间压力由15.5MPa逐步降低到2.5MPa，则轴功率将平均降低30kW。可见，由于负载降低，会导致电机上、下径向轴承温度、电机定子绕组温度和泵轴承温度降低。同时，一回路压力降低，会直接降低泵内液体对1#机械密封水向一回路流动的阻力；在轴封注入水流量不变的情况下，会导致1#密封泄漏量减少。同时，由于此时一回路介质对泵转子过流部件的轴头推力减小，使转子轴向力方向向上变为向下，原来的上推力轴承受力改为下推力轴承受力。
综上所述，一回路压力降低对核主泵主要机械性能的主要影响是：①电机上、下径向轴承温度和电机定子绕组温度和泵轴承温度降低；②1#密封泄漏量减少；③上推力轴承温度降低，下轴承温度升高，反之亦然。
在每次换料大修启、停机过程中，通过运行状态监督发现，随着一回路压力的降低，电机上、
表2 核主泵的主要机械性能参数
Fig. 2 Main Mechanical Parameters for Primary
Coolant Pump
主要机械性能参数正常范围参考值
1#密封泄漏流量/m3ˇh-1 0.4~0.9
2# 密封泄漏流量/Lˇh-1 0~125
1#密封注入温度/℃ 15~55
密封水注入流量/m3ˇh-1 1.8~3
电机上轴承温度/℃＜80
电机下轴承温度/℃ 60~65 电机上推力轴承温度/℃＜80
电机下推力轴承温度/℃＜80
电机定子温度/℃ 60~80 主泵电机电流/A 660 1# 密封压差/MPa ≥1.9
定子振动值/μm ＜50
转子振动轴位移/μm ＜250
一回路压力/MPa 0.1~15.5 主泵转速/rˇmin-1 1485
王勤湖等：压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响107
下径向轴承温度、电机定子绕组温度和泵轴承温
度降低。初步统计，降低幅度大约为3～7℃，电
机的输入电流也相应减小。而在此期间，电机上、
下推力轴承温度产生变化，由原来的上推力轴承
温度比下推力轴承温度高约4℃，变为下推力轴
承温度比上推力轴承温度高约4℃。同时，1#密
封泄漏量减少约200L/h。现场的实际情况与上述
分析相吻合。
5.3 一回路稀释可信的密封黏胶条
一回路稀释时，由上充泵向一回路注入常温
清水(温度约为25～30℃)，由于一回路有温度调
节装置来保持其温度恒定，稀释时对一回路参数
影响不大，但是，上充泵同时将常温清水供作1#
密封注入水。这样会在短时间内降低1#密封注入
水温度约10℃，之后恢复到原来温度。在此期间，
整个机械密封供水管线的压力会出现脉动，1#轴封受其影响，泄漏量会随之波动(先变小，然后回复到原来状态)。
通过现场运行状态监督发现，每当一回路稀释时，1#轴封受其影响导致泄漏量会随之波动，但波动幅度不大，特点是先变小然后回复到原来状态。这可通过主控室的记录仪进行跟踪。现场的实际情况与上述分析基本一致。
5.41#轴封注入水温度变化
该泵1#机械密封采用流体静压式设计，摩擦副的密封力源于流体动压和静环自重而不依靠弹簧。静环组件通过双三角槽形密封在插入件外圆上滑动，实现摩擦副密封力的补偿，形成了静环前后液体压力的动态平衡(图4)。在结构、尺寸、形状和注入水流量等条件不变的情况下，密封注入水温度越低，水的密度就越大。根据流体力学原理可知，在1#密封入口处的轴封注入水压力也升高。根据1#密封结构特点，此时液体对静环的背部表面压力增加量大于静环前部，所以此时静环前后压差增加，摩擦副的泄漏间隙变小，导致1#轴封的泄漏量减小。另一方面，温度降低时，注入水的粘度增大，与动、静环工作面的摩擦力增加，通过摩擦副间隙的能力减小，进而也导致1#密封的泄漏量减小。另外，当1#密封注入水温度下降时，轴封组件下部的水润滑导轴承间隙会稍微变大，增加了轴封水向一回路的分流。
综上所述，其他条件不变的情况下，调低轴封水的注入温度，1# 轴封泄漏量降低，反之亦
然[2]。
现场的实际情况与上述分析基本一致。2004年12月2日，岭澳核电站2＃机组3台主回路冷却剂泵的1＃轴封泄漏流量开始缓慢上升。其中2＃泵的1＃轴封泄漏流量最高达到1.18m3/h，调低密封注入水温度(15℃)后，3台泵的1#密封注入水泄漏量缓慢下降，大致稳定在约0.4m3/h。大亚湾核电站也具有通过降低轴封水温度来减小轴封水泄漏量的实践经验。
5.51#轴封注入水流量变化
在其它条件不变的情况下，1#轴封注入水流量略有增加时，由于温度没有改变，所以注入水流量的增加量将分别流向1#轴封和泵轴承，导致1#轴封泄漏量略有增加。轴封水的固有频率与其流速和质量有关，其固有频率会影响核主泵转子的轴位移(轴振动)值。
通过现场跟踪观察发现，主控室在调节轴封水时，如果增大1#轴封注入水流量，1#轴封泄漏量会随之增加。2000年大亚湾核电站1#机组3#核主泵的轴位移偏高，达180μm，接近报警值(250μm)。适当增加1#轴封注入水注入流量(由1.9m3/h增加到2.1m3/h)后，其轴位移回落到140μm，可维持该泵正常运行，避免了因主泵轴位移和振动值高高报警或跳泵。现场实际情况与上述分析基本一致。
图4 主泵1＃密封工作原理图
Fig. 4 Principle Diagram for Primary Pump Seal No.1
核动力工程 V ol. 26. No. 6(S1). 2005 108
6 实施的对策
根据上述分析和现场实践结果表明，一回路几种典型工况的变化(如一回路降温、降压、硼稀释以及轴封注入水温度变化或轴封注入水流量变化等)，将对核主泵主要机械性能参数(电机上、下部径向轴承；上部和下部推力轴承；电机定子温度；1#密封泄漏流量；转子振动轴位移和定子振动值等)构成影响，其影响有一定的规律。在生产实践中可以利用这些规律为安全生产服务。具体的对策是：
(1)通过调节1#轴封注入水温度来改善1#轴封泄漏量，维持该泵正常运行。避免因1#轴封泄漏量而导致的高高或低低报警或跳泵。
(2)改变1#轴封注入水流量，维持该泵正常运行，避免因主泵轴位移和振动值高所导致的高报警。特别是在运行期间不需停运该泵，以实施动平衡就可以改善振动水平。
(3)明确核主泵的运行条件，避免该泵在一回路常温低压状态下启动，导致其电机超功率。
(4)一回路稀释或降温、降压过程中应严格按规程操作，避免对核主泵电机轴承温度、定子温度或1#密封泄漏量等机械性能参数造成较大影响。
(5)可以依据上述规律对一回路和核主泵上的重大活动进行充分风险分析，避免在运行和维修活动中出现失误。
7 结束语
大亚湾、岭澳核电站通过运用工况变化对主泵主要机械性能参数影响的规律，妥善处理了核主泵1#轴封水泄漏流量高和轴位移偏高故障，避免了几次非计划停堆事件，为机组继续保持从调试到商业运行无非计划停机、停堆的世界记录作出了较大贡献。随着核电事业的不断发展，本文所总结出的规律和采取的对策有着广泛的推广和应用前景。
参考文献:
[1]关醒凡．现代泵技术手册[M]．北京，宇航出版社，
1995.
[2]沈阳水泵研究所.中国农业机械化科学研究院．叶片泵
设计手册[M]．北京：机械工业出版社，1983.
Effect of Operation Conditions of Primary Coolant System of PWR NPP on Mechanic Performance of
Primary Coolant Pump
WANG Qin-hu，LI She-kun，LU Wen-yue，YU Hai-feng，CAO Zhi-peng
（Daya Bay Nuclear Power Operation and Management Co. Ltd，Shenzhen，Guangdong，518124，China）
Abstract：This paper analyzed the effect of the change of operation conditions of the primary coolant system of 1000MW pressurized water reactor nuclear power plant on the main mechanic parameters of the primary coolant pump, and provided the theoretical evidences to prevent the primary coolant pump from the influence of change of operation conditions and improve the mechanical performance of the pump through the adjustment of system parameters.
Key words：Primary coolant pump，Mechanical performance，Primary coolant system，Change of operation conditions
作者简介：
王勤湖(1963—)，男，高级工程师。1985年毕业于兰州理工大学，获学士学位。1989年获机电部优秀成果一等奖1项，国家发明专利1项。现主要从事核电重要转动机械的设备管理工作。
李社坤(1975—)，男，工程师。1998年毕业于华中理工大学。现主要从事核电主回路重要设备管理工
作。
卢文跃(1962—)，男，高级工程师。1987年毕业于华北电力学院，获学士学位。现主要从事核电设备管理工作。
(责任编辑：查刚菊)
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