2014.王0中国青岛 2014 年核电站新技术交流研讨会 核电站主泵的应用与发展 长沙理工大学能源与动力工程学院,湖南长沙410015;摘要:核主泵是核电站主回路中唯一的能动旋转设备,其稳定运行关系到整个核电站的安全。本文介 绍了不同时期下屏蔽泵、轴封泵、无密封泵(屏蔽电机主泵和湿定子电机主泵)的发展,分析了上述 不同类型核主泵的结构特点、水力部分、密封、轴承等的工作原理、性能及特点。并对我国核主泵国 产化现状和核主泵的发展方向做了探讨. 关键词:核主泵;技术特点;国产化;发展 前言伴随着能源日益紧缺和环境急剧恶化,核电作为一种安全、清洁、经济且可以大规模利用的能源 形式在全球范围内逐渐被各个国家所重视。随着第三代反应堆技术的日趋成熟以及第四代反应堆的研 究开发,核电技术都朝着大机组、高参数、高性能方向发展,其可靠性、安全性的要求必将越来越高 u。。而核主泵作为确保核电站安全和可靠运行的最关键动力设备,属于核安全一级,是核岛内唯一旋 转设备,也是一回路的压力边界之一。主泵作为一回路中唯一的能动设备,为反应堆冷却剂提供驱动 压头,保证足够的强迫循环流量通过堆芯,把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器,长期连续运行在高 温、高压和带放射性的环境中。核主泵长期稳定安全的运行,对冷却堆芯以及防止核电站事故的发生 尤为重要,因此核主泵常被喻为核电站的心脏,核主泵的稳定运行关系到整个核电运行的安全。 1954年,前苏联运行世界首座核电站以来,随着核电技术的应用与发展,已经逐渐形成了利 不同核裂变反应堆的核电站堆型,可以分为轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆等幢1。轻水堆以普通水(轻水)作冷却剂和慢化剂,为核电站中的较常用堆型,约占核电站总量的 86%, 按照结构分成压水堆和沸水堆两种类型。其中,压水堆核电站安全性较高,是核电站中应用最多的堆 型,约占总量的 62I》6。与压水堆相比,沸水堆核电站没有第二回路,一回路的水直接在反应堆内沸腾, 汽化成水蒸气推动汽轮发电机组发电,这样省去了蒸汽发生器,但事故时有将放射性物质带入汽轮机 并逸出的危险性瞄1。 重水堆核电站以重水作冷却剂和慢化剂,其结构类似于压水堆。由于重水对中子慢化性能较好, 吸收中子少,因而可直接有效的利用天然铀作燃料。对于缺乏铀浓缩能力且天然铀资源丰富的国家较 为适用。此外,重水堆对燃料的适应性强,能很容易地改用另一种核燃料,但体积比轻水堆大,建造 费用高,发电成本也比较高。 气冷堆以气体为冷却剂,以耐高温石墨作慢化剂,从堆芯出来的热气体,在蒸汽发生器中将热量 传给二回路的水,从而产生蒸汽蒸汽推动汽轮发电机组发电。第二代气冷堆,采用浓缩铀作燃料,用 二氧化碳作冷却剂,出口温度可达670,它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准,其热效率也可与 之相比;第三代气冷堆,用高浓缩铀为燃料,氦气作冷却剂,出口气温可达950,热效率达到40%以上,且安全性增加,但是高温气冷堆技术较复杂。 上述三种堆型中,核燃料的裂变主要是依靠经慢化剂慢化后的中子,故也称为热中子堆,但是热 13 2014.10 中国青岛 2014 年核电站新技术交流研讨会 中子堆对核燃料资源的利用率较低,仅为 1%~2%。而相比于热中子堆,快中子增殖堆对核资源利用率 较高,可以使原料利用率提高50 一60 倍。采用快堆,可利用天然铀中大量不能用于热中子堆的核资 展方向之一,中国有l台,正在积极开发试验 主泵技术的发展历程主泵作为核岛的关键设备,根据不同类型核反应堆的相关技术和经济要求,产生了与之相适应的 主泵技术。对于水冷堆核电站,其主泵按照结构可分为屏蔽泵和轴封泵两大类,输送的冷却剂是水或 汽水混合物(脱盐硼化轻水或重水);对于钠冷堆核电站,主泵可分电磁泵和机械泵,机械泵类型与 水冷堆主泵相似;气冷堆核电站采用风机输送循环冷却剂流体H1。由于主泵技术的发展深受压水堆技 术发展的影响,因此本文只对压水堆型主泵技术进行探讨,且大致经历了从第一代的屏蔽电机主泵到 第二代的轴封式主泵,又到第三代的无密封泵(屏蔽电机泵和湿定子电机泵)的发展历程。