核電用泵

1、核電用泵概述

核電泵要求連續運轉，對可靠性和安全性要求極為嚴格。許多泵還要求在緊急情況下可以保證安全停車。由于放射性液體的泄漏對環境和人身構成潛在的威脅，要保證這些泵沒有泄漏或泄漏在可控制范圍之內，在結構上就必須保證核電用泵是整體地裝在一個容器里，這樣也造成核電用泵需要非常昂貴的費用。

核電屬于清潔能源，與火力發電相比，省去大量燃料運費，節約燃煤;汞、NOr 、SO2、有害煙塵等都為零排放。

目前，世界上運轉的核電站約為470臺，裝機約:37 643萬kW，核電容量占全部發電量的17%。我國核電裝機約870萬kW，到2020年，核電容量為3 600~4000萬kW,占總裝機容量6％目前，法國有60多個核反應堆，占電力總容量72％以上，韓國核電在2010年占總發電量的55％，臺灣省占總發電量的1/3，美國有100多個核電站。

核電用泵是核承壓設備，應遵守美國ASME規范和法國RCC規范.

按ASME規范核設備分三個等級:

核I級:它的損壞會導致一回路冷卻劑的漏失超過反應堆正常補水能力，或會阻礙反應堆的順利停堆和冷卻。

核Ⅱ級:核I級以外的輸送反應堆冷卻劑的承壓設備。

核Ⅲ級:其他重要安全設備，即其損壞不會引起直接放射性的后果的設備。

核電泵的價值約占總設備的15％，在嶺南二期和泰山二期擴建前，泵的國產化率僅為4％~6%，百萬千瓦核電站用各類泵257種840多套，其中。核Ⅰ級泵1種6臺，核Ⅱ級泵7種25臺，核Ⅲ級泵13種58臺。

現有核電站主要有兩大類:壓水反應堆(PWR)電站和沸水反應堆(BWR)電站.在建的核電站大都為壓水反應堆核電站。

壓水反應堆電站有兩個回路，一次回路是把水或其他液體壓人反應堆，獲得由核裂變釋放的核能，被加熱的高溫高壓的水或其他液體(典型一次回路在壓力15. 3~16.3MPa下，300~350℃水不汽化)，然后進人蒸汽發生器，把熱量交換給第二回路中的水，而后被主泵壓人反應堆重新被加熱;在第二回路中蒸汽發生器內的水被加熱成蒸汽，進入汽輪機，帶動發電機發電，做功后的蒸汽進入冷凝器冷卻成水，再由給水泵送入蒸汽發生器，被加熱變成蒸汽，以此循環。通常所說的核島是指產生蒸汽的部分，非核島是指蒸汽轉換為電能的部分，非核島和火電站基本相同。

圖23-1是壓水反應堆電站簡單的冷卻系統流程圖，表23- 1是壓水反應堆電站用泵的典型參數。

核電站主要泵的用途

(1)一回路主要用泵

1)主循環泵:使反應堆內液體向蒸汽發生器循環輸送。

2]上充泵:給反應堆冷卻劑系統提供上充水流，維持穩壓器的正常液位，為冷卻劑泵的密封提供冷卻水。

3)安全殼噴淋泵:在事故中，向核反應堆安全殼噴淋器注人冷卻水。

4)余熱導出泵:在停堆時，將一回路熱交換系統中導出的余熱排出，保持冷停堆狀態。

5)補助給水泵:低溫時，向一回路提供高壓水;高溫時，保持增壓器水位。

(2)二回路主要用泵

1)主給水泵:向蒸汽發生器供水。

2)主給水泵增壓泵:作為主給水泵的前置泵，提高主給水泵的進口壓力。

3)補助給水泵:在主給水泵系統不可用的情況下，向蒸汽發生器供水。

4)凝結水泵:抽送凝結水，泵具有較低的汽蝕余量、

5)凝結水增壓泵:使凝結水增壓。

6)循環泵:為凝汽器提供循環的冷卻水。

（3)我國已建核電站主要用泵的結構形式(表23-2)

表23-2 我國已建核電站主要用泵的結構形式

(4)核電泵的典型結構

1)反應堆主循環泵(圖23- 2)

2)上充泵(圖23－3)

3)高壓安注泵(圖23一4)。

圖23-2 壓水反應堆主循環泵結構圖

圖23－3 上充泵結構圖

圖23一4 高壓安注泵結構圖