反应堆冷却剂泵)

冷却剂泵一概述冷却剂泵的功能反应堆冷却剂泵，简称主泵，其主要功能是使一回路冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热量传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，推动汽轮机做功。

它是压水堆核电站的关键设备之一，也是反应堆冷却剂系统中唯一的回转机械设备。

冷却剂泵的基本要求a.能够长期在无人维护条件下安全可靠的工作b.便于维修，辅助系统简单c.主泵转动组件能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰性提供足够冷却剂流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却d.过流零部件表面采用奥氏体不锈钢，或者其它同等耐腐蚀材料e.带放射性的冷却剂泄漏要尽量少冷却剂泵的分类a.密封泵，也称屏蔽泵或无填料泵，泵的叶轮和电机转子连成一体，并装在同一密封壳体内，消除了冷却剂外漏的可能性，密封性能非常好b.立式单级离心泵，泵的电动机与水泵泵体分开组装，中间以短轴相接。

能基本保证一回路与环境的密封，电动机顶部装有惯性飞轮，在电源失去情况下，可延长主泵的惰转时间密封泵存在的问题a.密封泵效率低，一般泵组效率只有50~70%b.密封电动机大部分使用耐腐蚀材料制造，造价昂贵，难度较高c.密封电机若设飞轮，液体的阻力将使泵机组效率降到不可接受的程度，因此密封泵无飞轮，转动惯量通常很小，为保障反应堆安全，必须对主泵供电的可靠性做更严格的要求d.维修不方便立式单级离心泵的优点a.采用常规的鼠笼式感应电机，成本降低，效率提高，效率一般比密封泵高10~30%b.电机部分装有很大的飞轮，大大提高了机组的惰转性能，提高了发生断电事故时堆芯的安全性c.轴密封技术可以同样严格控制一回路冷却剂泄漏量，一般控制在200立方厘米/hd.维修方便，轴封结构更换仅需十小时左右二冷却剂泵的结构冷却剂泵的结构组成a.水力机械部件b.轴密封部件c.电动机驱动部件1.水力机械部件a.泵体包括泵壳、导叶、进水导管、叶轮、泵轴承，形状近似圆球形，材料为不锈钢b.热屏安装在叶轮上方，阻止反应堆冷却剂的热量向泵上部传导，避免轴承以及水力机械部件的轴封受到损坏。

反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统(RCP)，又称一回路主系统(图1-1)，有以下功能：1.它的主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽;2.在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热中子能量;3.反应堆冷却剂中溶有硼酸，可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化;4.系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力，以防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾现象;图 1-1 反应堆冷却剂5.在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏的第二道屏障。

二、设计基础反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准：压力15.5MPa(abs)，满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ;按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计;所有冷却剂系统(RCP)设备都按能适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h。

整个反应堆冷却剂系统(RCP)的设计遵照有关文件的规定，在核电厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。

三、系统描述1.传热环路RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。

每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。

在运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器在冷却剂环路中循环。

作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路系统，最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。

位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段，主泵和压力容器入口间称为环路冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。

2.压力调节原理RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。

M310压水堆系统简介一、 反应堆冷却剂系统（RCP），又称一回路系统。

该系统将堆芯内核裂变所释放的大量热能导出，通过蒸汽发生器将一回路热量传给蒸汽发生器二次侧给水，使之产生饱和蒸汽，送到汽轮发电机发电。

1.系统由堆和三个环路组成.每一环路上有一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵。

在其中的一个环路上还连接有一台稳压器以及稳压器卸压箱。

（见图1）。

一回路也起到包容住放射性裂变产物的第二道屏障。

2.主要设备——反应堆反应堆中核燃料芯块叠置在锆—4合金包壳管中，装上端塞，把燃料封焊在里面，从而构成燃料棒。

包壳将核燃料及其裂变产物包容住，构成了强放射性的裂变产物与外界环境之间的第一道屏障。

在堆芯装入三种不同浓度的核燃料，分别为1.8%、2.4%和3.1%。

高浓度燃料组件布置在外区，中心区浓度最低。

每次换料时，取出中心区的燃料组件，将第二区燃料组件倒换到中心区，将外区燃料组件倒换到第二区。

而在外区装入新燃料，这样每年更换三分之一核燃料组件。

控制棒束组件用于反应性的控制，它由强烈吸收中子的银—铟—镉合金构成。

它在燃料组件的导向管内移动，并由在反应堆压力容器顶盖上方的驱动机构提升和下降。

当需紧急自动停堆时，控制棒束组件靠重力自动落下。

控制棒束组件用来控制由负荷变化或反应堆停堆时所引起的反应性急速变化。

另一方面，依靠溶于反应堆冷却剂中的硼酸浓度来控制反应性缓慢而长期的变化。

这两种控制反应性的方式互为补充，相互结合确保堆芯反应性的调节和控制。

——蒸汽发生器它为自然循环型，由垂直的U型管束的蒸发段和汽水分离段组成。

用一回路的水加热二回路给水，使之产生饱和蒸汽并进行汽水分离和干燥后输送到汽轮机高压缸。

——反应堆冷却剂泵（又称主泵）用于克服一回路中设备和管道阻力，保证冷却剂的循环，它为立式离心泵，由泵体、电机、密封组件和飞轮组成。

主泵轴上有三级轴封，同时用高压水注入泵轴泵和密封组件之间，用于限制冷却剂从泵轴中泄漏。

在主泵顶部安装飞轮，以增加主泵的转动惯量。

核反应堆的冷却系统核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。

然而，核反应堆在运行过程中会产生大量的热量，如果不及时冷却，就会导致反应堆过热，甚至发生严重事故。

因此，核反应堆的冷却系统是确保核反应堆安全运行的关键。

一、冷却系统的作用核反应堆的冷却系统主要有两个作用：一是将反应堆中产生的热量带走，保持反应堆的温度在安全范围内；二是控制反应堆的功率，确保反应堆的稳定运行。

二、冷却系统的组成核反应堆的冷却系统由多个部分组成，包括冷却剂、冷却剂循环系统、冷却剂泵和冷却剂换热器等。

1. 冷却剂冷却剂是核反应堆冷却系统中的重要组成部分，它负责将反应堆中产生的热量带走。

常用的冷却剂有水、氦气和钠等。

不同的冷却剂具有不同的特点和适用范围，选择合适的冷却剂对于核反应堆的安全运行至关重要。

2. 冷却剂循环系统冷却剂循环系统是核反应堆冷却系统的核心部分，它负责将冷却剂从反应堆中带走，经过换热器冷却后再回到反应堆中。

冷却剂循环系统通常包括冷却剂循环管道、冷却剂泵和冷却剂换热器等设备。

3. 冷却剂泵冷却剂泵是核反应堆冷却系统中的关键设备，它负责将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。

冷却剂泵通常采用离心泵或容积泵，具有较高的流量和压力。

4. 冷却剂换热器冷却剂换热器是核反应堆冷却系统中的重要设备，它负责将从反应堆中抽出的热冷却剂与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。

常见的冷却剂换热器有壳管式换热器和板式换热器等。

三、冷却系统的工作原理核反应堆的冷却系统通过循环冷却剂来实现对反应堆的冷却。

具体工作原理如下：1. 冷却剂从反应堆中抽出冷却剂泵将冷却剂从反应堆中抽出，并通过冷却剂循环管道送往换热器。

2. 冷却剂与冷却介质进行换热冷却剂在换热器中与冷却介质进行换热，将热量传递给冷却介质，使冷却介质升温。

3. 冷却介质带走热量冷却介质在换热器中带走冷却剂传递过来的热量，使冷却剂温度降低。

1.AP1000的反应堆冷却剂泵RCP不需要轴封水（Seal Injection）。

也不需要一个连续运行
的上充泵（Charging Pump）向RCS系统补水，而是利用RCP的扬程为反应堆冷却系统（RCS）的净化提供驱动力。

2.AP1000的反应堆在负荷跟踪运行时，堆芯不需要调整硼浓度。

这就明显地降低了堆芯
的下泄流量并且消除了对其进行硼和水再循环的需求。

与现金的改良型电厂相比，AP1000的CVS设计简化还表现在：
1.远距离操纵阀门的数量以近3倍的银子下降（46对17）.
2.取消了设置在安全壳内的泄压阀。

3.高压补给泵的数量由3台（1台运行、1台备用，另外1台允许进行维护）降低为2台
（1台备用，另外1台允许进行维护），并且基本上消除了高压上充功能的电源消耗。

4.取消了容积控制箱（volume control tank）。

5.取消了硼再循环蒸发器（boron recycle evaporator）。

6.取消了反应堆补水系统。

这个系统通常需要1个大型的封闭式水箱、2台泵、1个净化
系统以及相应的管道、阀门和仪表。

7.2台硼酸驳运泵也被取消。

这样就节约了投资，有助于减少操作人员，并降低了职业照射剂量。

核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题分析摘要：长期以来，核电以安全、高效、节能、环保等优势受到了各国青睐。

反应堆冷却剂循环泵作为核岛内唯一的高速旋转机械，它的可靠运行，将直接影响反应堆的安全正常工作。

本文通过分析核反应堆冷却剂循环泵的基本特点，针对安装与维护中的常见问题进行分析并提出几点处理建议。

关键词：核反应堆冷却剂循环泵维护故障处理一、核反应堆冷却剂循环泵的基本特点反应堆发展到今天已经是第三代，其中第一代核电站主要是早期的原型堆电站，即二十世纪五、六十年代开发的轻水堆核电站，著名的有美国的希平港压水堆、德累斯顿沸水堆和英国的镁诺克斯石墨气冷堆等。

第三代反应堆的由来要追溯到上世纪的三里岛核事故和切尔诺贝利核事故，为了提高反应堆的安全性，美国于上世纪90年代提出了第三代核电站的概念。

第三代反应堆（即先进的轻水堆）具有模块化、简易化设计的特点，并使用了安全性能更高的非能动安全系统，即利用物质的重力、密度和对流等自然力势差，来减少部分动力设备。

这样增强了核电站的安全和运转性能，减少了基础建设的成本，使核电具有更大的经济优势。

目前，全球处于商业运行的第三代反应堆主要有：美国西屋的ap600及其升级型apl000、欧洲压水堆epr、先进的沸水堆abwr和系统80+等。

核反应堆冷却剂循环泵是核岛的心脏，又称主泵，安全级别是质保一级。

主要用途就是给反应堆供给冷却剂，实现冷却剂在一回路系统内的循环，以便将反应堆的热量带至蒸汽发生器加热二回路热工质。

主泵输送的是高温、高压、高辐射的流体，泵若频繁地停机将会给电厂造成巨大经济损失，故在结构上除保证耐高温高压、防辐射要求外，还需满足以下几点基本要求：（1）能实现在长期无人维护条件下安全可靠运行；（2）结构需便于维修，检修只需很少人在短期内迅速完成；（3）过流零部件表面材料要求采用特殊的耐腐蚀材料；（4）放射性冷却剂应无外泄漏或少泄漏。

二、核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题核反应堆冷却剂循环泵安装与维护中的常见问题可以分为机械故障、电气故障和功能故障。