朱詩尋

摘要：核電是安全、清潔、高效的能源，已成為目前世界上僅次于火電的第二大能源。中國核電的發(fā)展路線是輕水壓水堆，技術(shù)處在二代加，接近第三代。目前，中國能夠自主設(shè)計(jì)建造的核電站最大功率為650MW，而國際上先進(jìn)的一般都達(dá)到百萬千瓦級，美國G E （ 通用電氣公司）公司的ABWR型功率達(dá)到1350MW。中國現(xiàn)有核電站4座（廣東大亞灣、嶺澳、浙江秦山、江蘇田灣），已建成9套總計(jì)870萬千瓦投入運(yùn)行；國家計(jì)劃在2020年達(dá)到4000萬千瓦核電裝機(jī)容量，再建1800萬千瓦核電機(jī)組，其堆型有重水堆和輕水的壓水堆。目前世界上的核電技術(shù)已經(jīng)發(fā)展到了第三代。美國、法國、俄羅斯等都已具備第二代成熟的核電技術(shù)，而第三代核電技術(shù)在美國和法國等已開始啟動(dòng)。美國還在聯(lián)合其他核電先進(jìn)的國家進(jìn)行第四代核電站的研究論證工作。

關(guān)鍵詞：非能動(dòng)技術(shù)；冷卻系統(tǒng)；支吊架

一、AP1000核電主泵制造工藝

上世紀(jì)80年代的前蘇聯(lián)切爾諾貝利和美國三里島核泄漏事故發(fā)生后，大眾越來越關(guān)注核電站防止核泄漏以及電站安全運(yùn)行的能力。在核電技術(shù)沉寂了近40年后，美國西屋公司研發(fā)出了新一代的核電技術(shù)--AP1000核電技術(shù)。

AP1000核電站采用非能動(dòng)技術(shù)，即其安全系統(tǒng)完全不依賴外部能量，能夠利用自然界的能量如勢能、氣體膨脹和密度差引起的對流、冷凝和蒸發(fā)來完成安全功能的技術(shù)。AP1000作為第三代核電技術(shù)，其經(jīng)濟(jì)性和安全性都在二代加的基礎(chǔ)上有了很大的提高。為了滿足安全性的要求，AP1000核電站采用了屏蔽式主泵。

AP1000主泵有兩套冷卻系統(tǒng)，一套是包裹在電機(jī)定子殼體外側(cè)的外置水套，一套是外置熱交換器。外置水套內(nèi)通設(shè)備冷卻水，內(nèi)部眾多的檔條增加了冷卻水流通面積，增加了冷卻效果。外置熱交換器是一臺(tái)安裝在泵殼水平位置的管式熱交換器，他的一次管路和電機(jī)殼體相連，承受系統(tǒng)壓力，二次側(cè)則連通設(shè)備冷卻水。在兩套冷卻系統(tǒng)的共同努力下，能夠保證軸承溫度、繞組溫度在可接受的范圍內(nèi)，不會(huì)影響電機(jī)壽命。

AP1000屏蔽式主泵也是一臺(tái)立式布置的單級離心泵，它的電機(jī)和泵處于一個(gè)壓力邊界內(nèi)，沒有軸封，其定子和轉(zhuǎn)子都帶有屏蔽套，保證其不和腔體內(nèi)介質(zhì)相接觸。三代主泵水力部分的結(jié)構(gòu)和二代主泵區(qū)別不大，但由于屏蔽套的存在，降低了AP1000主泵的總體效率。

AP1000主泵有四套軸承，上下徑向軸承和上下推力軸承。四套軸承都采用瓦塊式的水潤滑滑動(dòng)軸承，運(yùn)行時(shí)在軸瓦和軸套之間產(chǎn)生一層很薄的水膜，保證了軸承的潤滑和冷卻，軸瓦的主要材料是石墨，提供了良好的耐磨性能，軸套的材料是表面鍍司太立合金的600合金鋼，具有很高的硬度，保證了60年的設(shè)計(jì)壽命。該軸承不需要專設(shè)的冷卻系統(tǒng)，減少了整個(gè)主泵系統(tǒng)的泄漏點(diǎn)。

AP1000主泵的安全功能由上下兩個(gè)飛輪來完成，在主泵失電后，由于飛輪的大慣量產(chǎn)生一定時(shí)間的惰轉(zhuǎn)，帶走堆芯產(chǎn)生的熱量，給其余的應(yīng)急系統(tǒng)的投用爭取關(guān)鍵的時(shí)間。上下飛輪結(jié)構(gòu)一樣，包括內(nèi)輪轂、鎢合金塊、外保持環(huán)和包殼。內(nèi)輪轂固定在轉(zhuǎn)子上，鎢合金塊提供了惰轉(zhuǎn)所需的配重，而外保持環(huán)固定住所有鎢合金塊，使其即使在超速情況下也不會(huì)飛散，包殼的作用是將整個(gè)飛輪和一回路介質(zhì)隔離，防止腐蝕。

二、主泵改進(jìn)核輔助系統(tǒng)新增支吊架設(shè)計(jì)

（一）主泵改進(jìn)新增支吊架簡述

福方工程采購了ANDRITZ公司生產(chǎn)的主泵。該主泵方案與參考電站中所用的100D型主泵技術(shù)方案變化較大，由此管道布置設(shè)計(jì)有較大變化，新增并修改管道支吊架共200多個(gè)。

（二）主泵改進(jìn)新增支吊架位置設(shè)計(jì)

1、管道支吊架位置確定原則

（1）承重架不應(yīng)大于支吊架的最大間距。管道的支吊架的最大間距是根據(jù)強(qiáng)度條件及剛度條件計(jì)算決定的。

（2）考慮熱脹應(yīng)力的影響，減小設(shè)備管口的受力，支吊架盡量不要離設(shè)備管口過近。ANDRITZ主泵軸封由RCV系統(tǒng)注入。該RCV管道直接跟主泵管口相接，既要考慮管道有足夠的柔性滿足熱漲應(yīng)力，同時(shí)考慮管道有足夠剛度保證事故工況要求。如管道RCV245采用了具有足夠柔性π形布置。如果布置管道直接從主泵管口水平接出，由于泵體本身熱漲位移，導(dǎo)致管口熱漲應(yīng)力無法通過；另外在確定承重支吊架位置時(shí)，由于泵口接管荷載有限制，注意承重架位置盡量不要離管口過近。

（3）考慮事故工況影響，減小設(shè)備管口的受力，在合適位置及角度設(shè)置必要的減振支吊架。

（4）采用金屬軟管阻止或消弱振動(dòng)傳遞，達(dá)到減振目的。

（5）在集中荷載較大的管道組成件附近設(shè)置必要的承重架。

（6）在垂直段重心以上或垂直彎頭附近做承重架，如果垂直段過長，下部可增設(shè)導(dǎo)向架。

（7）優(yōu)先考慮設(shè)置支撐點(diǎn)的位置：優(yōu)先考慮支撐點(diǎn)的位置在管道上，而不是閥門等附件上；優(yōu)先選擇維修或清洗時(shí)不拆卸的直管上。

三、核電泵的抗震分析的要求和過程分析

國內(nèi)核電項(xiàng)目正在蓬勃發(fā)展，主要采用我國自主設(shè)計(jì)的“二代加”技術(shù)和來自美國的“三代加”——“AP1000”技術(shù)。

這兩種技術(shù)對主要設(shè)備的抗地震性能的要求是一致的。2007年7月16日日本新潟柏崎刈羽核電站因地震引發(fā)的放射性水泄漏事故更是提醒核電站一定要重視設(shè)備的抗震性能。通用機(jī)械 GM in Electric Power 譜）和SSE（安全停堆地震樓層反應(yīng)譜），或者叫SL1（運(yùn)行安全地震樓層反應(yīng)譜）和SL2（極限安全地震樓層反應(yīng)譜）。譜線中有將X、Y、Z方向分別描述的，也有在一張譜線中體現(xiàn)的。每張譜線通常會(huì)包含五條阻尼曲線，分別為臨界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。

對于泵產(chǎn)品OBE的阻尼比值通常是臨界阻尼的2%，而SSE的響應(yīng)值小于或等于OBE的2倍。 抗震分析的目的在于證明泵設(shè)備在OBE和SSE地震期間或之后，能保證結(jié)構(gòu)完整性，包括承壓邊界完整性以及泵的可運(yùn)行性。

通常要求如下分析。1）泵支撐件和連接螺栓以及地腳螺栓滿足強(qiáng)度要求。2）承壓部件即泵殼及軸承座部件的完整性。3）在運(yùn)行工況、地震和最大接管載荷共同作用下，保持可運(yùn)行性，在轉(zhuǎn)動(dòng)件與靜止件之間的相對變形應(yīng)小于它們之間的間隙，不影響運(yùn)轉(zhuǎn)。 抗震分析也可以幫助分析泵殼承壓邊界應(yīng)力分布、泵轉(zhuǎn)子系統(tǒng)應(yīng)力分布、泵體、軸承箱和底座的抗震分析等。從這個(gè)角度理解抗震分析可以作為設(shè)計(jì)驗(yàn)證的一種方法。

四、結(jié)語

由于AP1000主泵獨(dú)特的設(shè)計(jì)，取消了軸封，增加了屏蔽套，使得其總效率有所降低。但是，如果將取消軸封帶來的支持系統(tǒng)投入成本、維護(hù)成本以及由他帶來的安全成本考慮在內(nèi)，那選用屏蔽式主泵將會(huì)大大的優(yōu)于傳統(tǒng)的軸封式主泵。

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