《核主泵内部流动基础理论与技术》袁寿其，朱荣生，龙云等|(epub+azw3+mobi+pdf)电子书下载

图书名称：《核主泵内部流动基础理论与技术》

【作　者】袁寿其，朱荣生，龙云等

【丛书名】泵及系统理论与关键技术丛书

【页 数】 557

【出版社】 镇江：江苏大学出版社 , 2021.05

【ISBN号】978-7-5684-1471-5

【分 类】主泵-应用-反应堆-研究

【参考文献】 袁寿其，朱荣生，龙云等. 核主泵内部流动基础理论与技术. 镇江：江苏大学出版社, 2021.05.

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图书目录：

《核主泵内部流动基础理论与技术》内容提要：

《核主泵内部流动基础理论与技术》内容试读

绪论

1.1核电技术发展概况

能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的重要资源。随着社会的发展，能源的需求不断扩大。

进人21世纪，国际能源市场发生了深刻变化。技术进步和环境保护意识不断增强，促使全球能源结构转变不断加快，能源需求趋向低碳化，能源技术趋向多样化。从能源结构来看，主要能源消耗来自煤炭、石油、天然气三大资源。目前，这三种能源利用率较低，而且污染排改造成生态环境的恶化。未来全球能源行业面临的最大挑战是，在满足日益增长的能源需求的同时，减少全球温室气体排放)。发展可再生能源与核电是应对这两大挑战的重要选择。核能被公认为唯一现实的可大规模替代常规能源的既清洁又经济的现代能源[2,3)。

核能在人类生产和生活中应用的主要形式是核电。核燃料资源丰富，运输方便，核电具有污染少、发电成本低等优点)。

核电厂的建设和运行始于20世纪50年代，1954年苏联试验性核电厂建设成功，1957年美国原型核电厂建成，它们被称为第一代核电机组。这一时期建造的核电厂属于研究探索的试验原型核反应堆，设计比较粗糙，结构松散，体积较大，缺乏系统、规范、科学的安全标准，存在许多安全隐患，发电成本较高。此后在此基础上发展出第二代核电机组，但由于1979年美国三哩岛及1986年苏联切尔诺贝利核事故的发生，直接导致世界核电建设进入停滞期，人们开始重新评估核电的安全性和经济性。为保证核电厂的安全，世界各国采取了增加更多安全设施、实行更严格的审批制度等措施[]。之后，美国及欧洲发达国家在第二代核电机组的基础上发展出第三代核电技术。目前

001

核主泵内部流动基础理论与技术○

第二代核电技术已较为成熟，第三代核电技术已被少数国家掌握，但有待实践验证，少数国家正在研发第四代核电技术。

在日本福岛发生核泄漏事故前，核电长期处于安全运行状态。因此，世界各国对发展核电重新转为积极态度。世界经济的复苏、全社会电气化进程的推进，推动了电力需求的不断增长，伴随而来的是越来越严重的能源、环境危机。核电作为清洁能源的优势重新显现，同时经过多年的发展，核电技术的安全可靠性进一步提高，世界核电的发展开始进入复苏期，许多国家制定了积极的核电发展规划。当前，核电与水电、煤电一起构成了世界能源供应的三大支柱，在世界能源结构中占有重要地位。

目前，全球核电发展有两个鲜明特点：

一是核电发展的重心从传统的核电大国转向新兴经济体国家。对亚洲、东欧、南美、非洲的许多新兴经济体国家来说，核电是清洁低碳发展的重要选择，亚洲已经成为全球核电发展最快的地区。

二是核电技术升级改造的步伐加快，三代核电机组已成为全球在建核电站的主要机型。发展安全性更高、经济性更好的三代核电，已经是许多国家保证电力供应和应对气候变化的一个重要选择。

1.1.1世界主要三代核电技术

1979年以来，全球核电发展经历了三次大的核电事故，虽然每次事故发生在一个国家、一台核电机组，但事故的影响却是全球性的，每一次事故都对全球核电发展造成巨大冲击[6，刀。与此同时，核电事故也推进了对核电技术的改进与创新，通过对事故的分析研究和对核电技术及管理方面的持续改进，提高了核电技术的安全性、可靠性。美国三哩岛事故后，为了消解社会对核电技术安全性、可靠性和经济性的担忧，进一步振兴核电市场，美欧核电工业界在政府和电力企业的支持下，于20世纪80年代末先后制定了“先进轻水堆用户要求文件”(Utility Requirements Document,URD)和“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求文件”(European Utility Requirements Document,EUR),满足URD和EUR要求的“先进(Advanced)核电技术”被称为“第三代核电技术”。

从20世纪80年代以来，全球已经开发的三代核电技术包括以下几种核反应堆型：

美国和日本联合开发的先进沸水堆ABWR;

美国西屋公司开发的先进压水堆AP1000;

俄罗斯原子能公司开发的先进压水堆VVER;

002

①绪论

法国和德国联合开发的欧洲压水堆EPR;

韩国开发的先进压水堆APR-1400;

中国自主研发的三代核电技术“华龙一号”HPR1000和“国和一

号”CAP1400。

1.1.2中国三代核电建设和发展现状

国务院发布的《“十三五”节能减排综合工作方案》中指出，国家将优化产业和能源利用结构，力争到2020年我国工业能源利用效率和清洁化水平大幅度提高。结合能源发展趋势和政府政策支持，核能在未来很长一段时间都有着光明的发展前景1-3)。

自1991年秦山30万千瓦压水堆核电机组投运、1994年大亚湾核电厂100万千瓦压水堆商运开始，中国核电产业历经近30年努力，已跻身世界核电大国行列。截至2020年12月底，我国大陆地区商运核电机组达到48台，总装机容量为4988万千瓦，仅次于美国、法国，位列全球第三。我国在建核电机组17台，在建机组装机容量连续多年保持全球第一。继美国、法国、俄罗斯之后，中国成为第四个拥有自主三代核电技术和全产业链的国家。就在建规模和发展前景而言，中国已成为全球三代核电发展的中心，具备了从“核电大国”向“核电强国”迈进的条件。

“十三五”期间，我国核电机组保持安全稳定运行，新投入商运核电机组20台，新增装机容量2344.7万千瓦，新开工核电机组11台，装机容量1260.4万千瓦，其中自主三代核电“华龙一号”进入批量化建设阶段，“国和

一号”示范工程开工建设，我国在建机组装机容量连续保持全球第一。今后新建的机组将全部采用第三代核电技术，中国核电已经实现了由二代向三代的技术跨越。

根据《电力发展“十三五”规划(2016一2020年)》，中国核电技术已步入世界先进行列，完成国外三代技术的消化吸收，形成具有自主知识产权的

“国和一号”CAP1400和“华龙一号”HPR1000三代压水堆核电技术。

CAP1400型号研发是压水堆国家科技重大专项的核心，也是三代非能动核

电自主化能力的集中体现。CAP1400的总体设计思路包括：突破核电产业

发展关键核心技术、重大试验验证技术、关键设备设计和制造技术，实现当前最高安全目标和满足最严苛环境排放要求，进一步提高经济性[酊。融合后的“华龙一号”技术统一采用“177堆芯”和“能动十非能动”安全技术，统

一了主参数、主系统、技术标准和主要设备的技术要求。“华龙一号”借鉴了国际三代核电技术的先进理念，充分吸收了中国现有压水堆核电厂的设计、

003

核主泵内部流动基础理论与技术（○

建造、调试、运行经验，采用的系统和主要设备都是经过验证的成熟技术，设备供应立足于中国已有的装备制造业体系，技术成熟并拥有自主知识产权，再加上近年来针对福岛核事故所做的一系列技术改进，不仅满足中国最新核安全法规要求，也符合国际最先进的安全标准和三代核电技术的要求。“华龙一号”的开工建设和“国和一号”具备开工建设的条件，标志着中国已拥有独立自主三代核电技术。另外，在高温气冷堆与小型堆技术领域，中国自主研发的成果走在世界前列。

1.1.3压水堆核电厂的系统及关键设备简介

本书以CAP系列核电厂为例，简要介绍第三代压水堆系统及关键设备。

CAP核电技术基于先进的设计理念，简化了电厂设备，减少了系统配置，大量

减少了安全级设备和抗震厂房，具有鲜明的特色。CAP系列核电厂主要系统

和设备包括反应堆堆芯和堆内构件、反应堆冷却剂系统（简称“RCS”)及其设

备、专设安全系统、核辅助系统、蒸汽动力转换系统、仪表和控制系统、电气系

统等。反应堆冷却剂系统(RCS)通常称为核电厂一回路系统，下面主要介绍

RCS及其设备。

(1)RCS系统布置

RCS系统布置如图1-1所示。CAP系列核电厂RCS采用了紧凑的布

局，由反应堆和2条环路组成，每条环路有1台蒸汽发生器、2台无轴封电动机驱动的核主泵（屏蔽或湿绕组电动机泵）、2根冷段主管道和1根热段主管道。无轴封电动机泵采用立式倒置方式安装在蒸汽发生器底部（电动机在

下，泵体在上)。主管路省去二代核电厂中的U形连接管，减少了环路的压

降，优化了布局。RCS简化紧凑的布局优点明显：2条反应堆主冷却剂环路的

2根冷段管道完全相同（除仪表和小管道连接处外），缩短后的主管道可降低流通阻力，同时带有弯道的主管道可灵活补充热段与冷段管道不同的热胀冷缩量；环路设计大大减小了管道应力，使主管道和大型辅助管线都符合先漏后破的要求，从而降低对减震装置、防甩装置和支承架的需求量。

(2)反应堆压力容器

反应堆压力容器是包含堆芯核燃料、控制部件、堆内构件和反应堆冷却

剂的承压容器，是承受高温高压的设备，由顶盖、接管、O形环及螺栓螺母等部

件组成。CAP系列反应堆压力容器与传统设计有明显不同，其主要特点是：

压力容器的部件全部采用锻件，在对应于堆芯的区段没有焊缝；堆内测量装置由反应堆堆顶装入堆芯，消除了因反应堆压力容器下封头发生泄漏导致失

水事故(LOCA)和堆芯裸露的可能性。

004

①绪论

蒸汽发生器

稳压器

热段管道

接绣餐

安注接口冷段管道

核主泵

图1-1CAP系列反应堆冷却剂系统(RCS)

(3)反应推冷却剂主循环泵

反应堆冷却剂主循环泵（核主泵）是CAP1400示范项目关键设备之一，采

用“双保险”技术路线推进：一种是沈阳鼓风机集团和哈电集团引进美国EMD

的技术，采用屏蔽电动机泵；另一种是采用德国KSB公司的湿绕组电动机核

主泵技术。两种技术的核主泵在性能、结构、工艺复杂性、生产周期和成本等

方面各具优势)。CAP1400核主泵设计参数见表1-1，两种技术路线核主泵

的结构如图1-2所示。

屏蔽电动机泵没有轴密封部件，不需要轴封水系统，因此，不需要上充泵连续运行，从而简化了化学和容积控制系统。由于主泵没有轴封，不会因轴密封失效而导致失水事故，因此提高了核电厂的安全性。由于不存在更换轴

密封部件的需求，因而也简化了维修。CAP系列屏蔽电动机泵采用倒置式安

装的设计，电动机腔室内的气体可以自动排入泵，避免了在轴承和电机腔水区域出现空化的潜在危害。因此，这种泵的运行可靠性比常规正立式主泵

高。CAP系列屏蔽电动机泵相对于一般商用和潜艇屏蔽电动机泵的一项改

进是增加了飞轮，以增大主泵的转动惯量。在断电情况下，可以依靠惰转维持堆芯冷却所需的流量，提高核电厂的安全性。

005

核主泵内部流动基础理论与技术（◎

从概念上来说，KSB的湿绕组电动机核主泵借鉴了KSB在核电领域有

大量应用业绩的两类系列产品，即压水堆轴封型主泵和沸水堆内置再循环泵的相关技术，其水力部件、飞轮、轴联接形式都来自成熟的轴封泵技术；而湿绕组、电动机布置形式、材料则来自成熟的沸水堆再循环泵技术。湿绕组电动机主泵不使用轴密封、把高惯量飞轮引入压力边界内、采用湿绕组电动机这三点是它与传统轴封泵相比最主要的区别。与沸水堆内置再循环泵相比，

二者唯一的区别就是湿绕组电动机主泵将飞轮引入压力边界内。因不使用屏蔽套，湿绕组电动机主泵较屏蔽型主泵整机效率高8~10个百分点。

核主泵直接安装在蒸汽发生器下封头，与蒸汽发生器使用同一根垂直支撑，不仅大大简化了支撑系统，还为核主泵和蒸汽发生器检修提供了更大空间。

表1-1核主泵（屏蔽电动机主泵与湿绕组电动机主泵）设计参数对比

参数

屏蔽电动机主泵

湿绕组电动机主泵

设计压力（表压）/MPa

17.2

17.2

设计温度/℃

350

350

主法兰直径/m

2.245

2.245

连续设备冷却水最高进口温度/℃

35

35

电动机和泵壳总干质量/kg

~120000

90000

泵参数

设计流量/(m3/h)

21642

21642

设计扬程/m

111

111

泵出口直径（内直径）/mm

650

650

泵进口直径（内直径）/mm

710

710

转速（同步）/(r/min)

1500

1500

电动机参数

电动机型式

水冷屏蔽电动机

水冷湿绕组电动机

电动机额定功率（热稳态设计点）/kW

6680

6800

频率/Hz

50

50

电压/V

6000

6900

额定电流/A

1200

~800

机组总输人功率/kW

<9600

<8000

机组总效率（热稳态设计点）/%

~58

65.7

006

···试读结束···