核主泵技术经历发展
PWR冷却剂主循环泵的技术经历和和发展
作者：黄经国 上海凯士比泵有限公司
摘要：回顾了PWR核电厂冷却剂主循环泵（主泵）从屏蔽电泵到轴封式泵的技术经历与发展，从核安全要求达成的技术共识，以及自主化技术背景下主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新，以及采用非能动安全系统、优化及简化的NSSS中，第三代PWR主泵有关的问题。
关键词：压水堆 冷却剂主循环泵（主泵） 技术经历 技术风格与流派 技术共识 设计准则 改进与创新 非能动安全系统内置泵堆内泵1前言 压水堆（PWR）核蒸汽供应系统（NSSS）中，反应堆冷却剂主循环泵（下称主泵）是唯一的转动设备，它的可靠性直接影响到反应堆的安全运行。按ASME核设备的安全等级分类标准，主泵是属于核安全一级。
主泵在军事和商用上问世之初，即受到广泛关注，技术性能与可靠性进步很快。进入轴封式泵的时代，主泵的商用化要求泵的设计必须采用最成功的经验。在美国甚至成立了一个公用事业顾问委员会，帮助评论和改进轴封式泵的早期设计。有实力的知名泵制造厂商，致力于自主研发主泵，进入核电市场。资源匮乏而急于发展核电的国家，则全面引进核电技术，其中也包括主泵的技术。国际上主泵发展的经历表明，自主开发和技术引进两种模式都获得了成功。在政府推动下，核电技术自主化进程进展迅速。不同技术背景的自主化，形成了不同技术风格的主泵，并且长期并存。
本文回顾了主泵技术发展经历，主泵技术上的共性及不同的技术风格与特点，技术上的改进与创新，对第三代核电技术的主泵的有关问题作了初步探讨，相信对于发展我国自主的主泵技术的思路上会有所启迪。2 主泵的技术经历和技术流派 起源于军用反应堆的屏蔽电机主泵，在商用试验堆上被优先选用，轴封式主泵则被研发，试用并定型于300MW级的商用堆。尽管主泵在发展的初期，或多或少有些知识产权上的局限，但是美国和欧洲都经历了相类的发展阶段。1955—1965年是屏蔽式电机泵向轴封式泵发展的重要阶段，核电机组容量为200-300MW等级，大都是属于试验性的商用堆。1965—1970年为商用堆发展的过渡阶段，机组容量为400-650MW，轴封式主泵在此期间得到了充分的发展与完善。主泵技术的成熟期是在1970—1980年，NSSS有了3个环路的标准设计，单环路功率为300-350MW，机组功率为900-1000MW。主泵功率由4000kW提高到6500kW。1980年以后，开发了4环路NSSS的标准设计，机组功率达到了1300-1500MW。
美国是领先发展核电的国家，世界上430多座核电站中，大约有四分之一建在美国。通用电气公司（General Electric Corp., GE）和西屋电气公司（Westinghouse Electric Corp., WH）分别致力于沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）核电技术的开发。关于主泵这一重要的设备，两家集团公司有不同的经营政策，通用公司是从著名的泵制造厂商采购，西屋公司安排下属的以生产电机为主业的电气机械分部（Electro-Mechanical Division, EMD）研发主泵，为西屋设计NSSS的配套。在欧洲，核电的发展基本上与美国同时起步，ABB，KWU等核岛设备总包商，在主泵上选择了与GE相同的政策，向泵、阀的专业制造厂商采购。不同的产品主业和专业技术，不同的制造工艺和生产设备，不同的技术底蕴和传统经验，在开发有相同的核安全一级的技术质量要求的PWR主泵任务中，体现了各自的技术风格，形成了不同的技术流派。2．1 三轴承轴系的美式风格主泵 为西平港（Shipping Port）商用试验堆提供了屏蔽电抗式气轴封泵后，西屋公司开发了用于单环路功率为150-170MW NSSS配套的63型轴封式主泵。该型号泵1963年首先安装在康涅狄格州（Connecticut）的扬基（Yankee）300MW核电机组，1965年用于南加州（S.California）圣奥诺弗来（San Onofre）核电站的450MW机组，进行了改进和完善。轴密封和密封系统中的问题，大部分是在这个电站中解决的。单泵最长运行42，000小时，随后完成了初步设计定型。63型泵的运行参数为：
流量 Q=61，900 gpm (14,018 m3/h)
扬程 H=240 ft (73 m)
转速 n = 1,180 rpm (60HZ)
电机功率 Nm = 4,000 HP(2980 KW)
定型的主泵结构设计即是所谓的三轴承支承的轴系结构(图1)：http://www.heneng.net.cn/media/magazine/200902/big/2009021316421010451.jpg（图1 三轴承轴系结构主泵）---------电机轴与泵轴用刚性联轴器直联，双向主推力轴承布置在电机顶部，与电机两个油润滑导轴承中的上部导轴承组合成一体式结构。在泵部分的第三个导轴承是水润滑轴承。
--------轴密封系统由三道密封组成：第一道是可控泄漏密封，第二道是特殊设计的端面机械密封，第三道是端面机械密封，有2 呎（610 mm）液柱的背压，防止干磨和汽化，形成了西屋特色的轴密封系统的基本形式。
-------泵机组的结构刚性，转子动力学以及电机与泵之间的轴系对中问题，是结构设计、计算和制造、安装中的关键点。
在以后的十多年的发展PWR轴封式主泵的鼎盛时期中，以电机制造为主业的EMD一直基于这种三轴泵结构，进行主泵的研究和完善工作。应该说明的是，除了主泵外EMD的核电产品还有反应堆的控制棒驱动机构和一回路中的核级阀门上，EMD主泵系列中的型号列于表1。表1 西屋公司的轴封式主泵http://www.heneng.net.cn/media/magazine/200902/big/2009021316490811400.jpg附注：
1） 泵的名义流量（gpm）除以1000得到的数字表示主泵型号。
2） 泵型号后的英文字母表示电源频率，A代表60HZ，D代表50HZ，字母后的数字1表示第一次改进设计。
3） 数字后无字母的泵型号，是西屋公司的国内用泵，均为60HZ电源。
作为压水堆NSSS技术的领跑者和技术的转让方，西屋公司成为外国核电技术受让方公司的仿效对象，甚至在产品结构和生产体系上也加以模仿。
法国法马通核能公司（Framatorne ANP）下属的日蒙公司（Jeumont AG）是西屋主泵技术的受让方，它是一家传经的电气旋转机械制造商，主导产品是电动机和柴油发电机组。
1965年日蒙公司为位于休斯（Chooz）的法国第一座商用核电站250MW机组提供了4台屏蔽电机式主泵和控制棒驱动机构。1960年代下半叶，从93D型号起步得到西屋公司主泵许可证转让技术，到1979年底已建造和正在建造的主泵超过了100台，成为法国唯一一家生产PWR轴封式主泵，反应堆控制棒驱动机构和和快中子增殖堆（FBR）的液态金属钠循环的制造公司。
日本是较早发展核电的国家之一，走的也是引进技术发展核电的道路。从美国购买成套核电设备的同时，引进相应的技术，东芝（TOSHIBA）和三菱重工（MHI）分别引进了美国GE公司的BWR和西屋公司的PWR核电技术。1968年关西电力（株）采购了63型主泵用于美滨一号340MW核电机组，1970年又采购了两台93A型主泵用于美滨二号500MW核电机组，三菱重工（MHI）则引进了93A型主泵技术。引进主泵技术的受让方，高砂制作所（TAKASACO Machinery Works， TMW）是MHI的设计和制造大型旋转机械的主要工厂，其主导产品是核电和火电主汽轮机，燃气轮机，水轮机，风机与压缩机，泵及冷冻设备。从西屋公司引进的93型，93A型和100型主泵的国产化和研究改进工作都在该工厂实行。1979年国产化，93A型泵用于九州电力（株）的玄海1号560MW核电机组。1987年国产化的100D型泵用于北海道电力（株）泊1号580MW核电机组。
比利时的主泵技术受让方ACEC也是一家电机制造商，从美国联合离心泵公司（United Centrifugal Pumps，UCP）引进了API 610标准的石化工业泵系统。并升级转化为用于PWR的核2、3级泵。1970年代引进西屋公司主泵技术后，为400MW等级机组提供主泵，随后发展为本国1000MW级核电机组提供93D型和100D型主泵。
西屋公司EMD和其它主泵技术受让方公司至少为全球一半以上的PWR核电站提供了这种三轴承结构的美式风格主泵。应该说明的是，同一时期中，美国著名的泵制造公司，比如拜化-杰克逊公司（Byron-Jackson，BJ），宾汉-威里梅特公司（Bingham—willamette limited，BW）研发的主泵，只能按三轴承结构的设计柜架生产，才能纳入西屋公司主泵供货商的名单地。他们更多的是向美国沸水堆（BWR）核电站的总包商GE公司提供BWR用的主泵。两种主泵的驱动电机大多数是选择GE的产品。
美国另外一家核电站NSSS的总包商，燃烧工程公司（Combustion Engineering，CE）在美国建立了与KSBAG合资的泵公司CE-KSB，全面引进KSB AB的包括主泵在内的核泵技术，为自己的核岛系统配套主泵。2.2 四轴承轴系的欧式风格主泵 欧洲有实力很强的集团公司设计常规火电站，并制造成套主要设备。在核电发展初期，他们很快地介入了核电市场，比如西门子（Siemens），ABB和KWU，主泵是从著名的泵制造商如KSB AG，Sulzer 等公司采购。主泵与不同集团的电机产品匹配时有不同的技术接口，泵与电机采用挠性联轴器联接，高参数的双向作用推力轴承部件布置在泵的上部，是泵能与不同支承刚度和不同转子动力为电动机匹配的最好的选择。这样便形成了四轴承轴系的欧式风格主泵(图2)。在泵上增加一道与主推力轴承一体化的油润滑导轴承，加上挠性联轴器，除了使泵和电机轴的对中便利以外，机组的抗震设计和波动分析较容易分析和处理。http://www.heneng.net.cn/media/magazine/200902/big/2009021316435915680.jpg 德国KSB AG 和瑞士Sulzer两家是采用风格相类似技术，自主研发主泵的泵、阀制造公司，都起步于轴封式主泵。1966年KSB AG为德国第一台商用试验堆，KWU的奥布里海姆(Obrigheim)350MW PWR核电机组提供了首次研发的RER 700型主泵，技术参数如下：
流量 Q = 14,450 m3/h
扬程 H = 72 m
转速 n = 1485 rpm
电机功率 Nm = 4200KW
Sulzer 起步稍迟一些，1968年 Sulzer Pumps 为荷兰的波舍尔（Borssele）核电站 450MW的PWR机组生产了其首次研发的NPTVr 72-84型主泵。为了配合发展欧洲自己的，有球型安全壳的EPR设计，1971年Sulzer AG 和 KSB AG双方投资在德国KSB AG总部法兰肯塔尔（Frankenthal）建立了生产核级泵的合资企业Sulzer – KSB核电公司（SKK）。1974年Sulzer AG 出让了SKK的股权，SKK合并入了KSB AG。此后为Siemens – KWU和西屋公司的PWR核电站 KSB AG 生产了超过100台的主泵。
泵制造厂商为西屋公司生产三轴承轴系的主泵时，尽管电机的供应商都是名牌电机厂，比如Siemens、ABB和GE等，在解决电机与泵对中的问题上，比西屋的EMD有更多的问题需要解决。为此，KSB AG为主泵研发了具有特殊球顶结构的，端面齿（Hirth型）半刚性联轴器，很好地解决了这一问题。这也是GE 与 KSB AG 在美国建立合资企业的原因之一。
英国政府在压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）和气冷堆（GCR）之间的徘徊中，选择了气冷堆。由于二氧化碳（CO2）作载热剂上的技术限制，GCR核电机组的最大功率只能达到英国中央发电局（CEGB）规定的常规火电机组的标准功率660MW。尽管有开发以氦气（He）作为载热剂的高温气冷堆（HTGCR）的发展规划，在1980年代末，CEGB还是选择了压水堆（PWR）作为1000MW级核电机组的堆型。
海沃特-泰勒（Hayward—Tyler & Co.,Ltd，HT）是美国最早开发PWR和BWR主泵的厂商。有趣的是，它的第一个核电主泵合同是出口合同，为意大利的科索（Caorso）核电站安装的，美国GE公司的840MW的BWR提供可变转速的轴封式主泵，来驱动堆内的喷射循环泵系统。
反应堆主泵是包括反应堆在内的NSSS系统中不可分割的一部分。作为NSSS核设备制造的总包商，西屋公司选用EMD的主泵，法马通公司选用日蒙公司的主泵是理所当然的。在著名的泵制造厂商逐渐淡出核电主泵市场的趋势下，KSB AG的主泵却一直在核设备市场上占有一席之地。主要的原因在于，这种欧式风格主泵在技术上，在运行可靠性上有显著的优点。国内进口的主泵运行实践表明，KSB的主泵除了有高效率的水力特性外，尽管固有推力轴承原固泵机组高度比三轴承轴系主泵要高出约0.7m左右，但是在电机联轴器却估测得的旋转轴的振动值（双振幅），要远远低于美式风格的直联泵，这已是一个不争的事实。以Cr-Ni 钢整体锻造，用CNC机床加工，得出的闭式的混流泵叶轮来替代传统的铸造的主泵叶轮，是KSB AG在主泵上，把专业技术发挥到极致的一个典范。（未完，下期连载）
3 主泵的设计准则——核安全技术共识(接上期)人们清楚地认识到，核电站的核泄漏事故引发的灾难是不受国界的限制的。关于核电技术，尤其是核安全相关的技术交流以、技术合作和技术转让，在正常国家之间是不存在障碍的。核安全理念上的共识，成就了核安全技术上的共识。基于人们在轴封式主泵上多年研发和运行的实践，在反应堆主泵的设计和制造技术上达成了一些共识，而作为主泵设计的准则。本文只对压水堆主泵有关的问题进行阐述和讨论。 3．1 主泵功能的定位反应堆冷却剂主循环泵是核电站最重要的设备之一，是NSSS中唯一的旋转设备。从容量的含义上看，它不过是一个辅助设备，但事实上，的确可以把它看成是核电站的心脏。水冷却反应堆的可靠运行，在于它产生的热量由流经堆芯的冷却剂的强制循环传输出去，这是主泵的功能，因此，主泵在下列条件下，输送大量的冷却水：——高的系统压力；——高的介质温度；——尽可能少的轴密封泄漏；——高的可利用率和易于维护。 3．2 水力设计压水堆系统的起动压力高，约为15～20 bar，正常运行时为150 bar。从安全设计出发，泵的水容积应尽可能小一些，泵效率尽可能高一些。泵可以选择高的工作转速n和比转速ns ，对于同步转速n=1200rpm(60HZ)和n=1500rpm(50HZ)，泵的比转速ns 大都在n=400～500的混流泵范围。重水加压水堆（HWPWR）的主泵，由于水容积的限制，必须采用蜗壳型的泵体，轻水加压水堆（LWPWR）大都采用轴对称的桶型或者准球型泵壳，从瞬变工况减少热应力的观点出发，后一种泵壳构型会更好一些。相同比转速ns的叶轮，轴面通道的形状是径向流型，还是混流型，会影响到径向力的大小；设计理论和设计方法的不同也会导致泵的四象限全特性曲线中，等扬程曲线H=O射线的位置，会在不同的象限。泵体承压边界静密封的可靠性，要求泵体上与泵盖匹配的开口直径尽可能减小，开口直径的大小与叶轮，导叶体的水力尺寸与构型是密切相关的。3.3 轴承与润滑冷却系统重负荷参数>12,000Nm/s.cm2 的双向推力轴承，布置在电机顶部或者泵上部，都需要有高压油顶升装置，后一种设计还带来了提高冷却能力的油冷器一体化的课题。与推力轴封一体化的导轴承与轴密封的距离，关系到密封处的轴振水平和轴密封的稳定运行。考虑到抑制轴承中的油膜振荡和机组对中时的调整，有中心支承可倾瓦的导轴承是最佳的选择。泵内水润滑导轴承有流体动压型和流体静压型。叶轮的出口扬程是静压型的压力源，它无润滑水的限制，设计的径向负荷必须准确，这是轴承稳定运行的前提，主泵起动时和停机时，轴承的承载能力应加以关注。以浸渍金属的石墨为轴瓦材料的动压轴承，润滑水温通常要求低于80℃，事故工况下最高可达107℃。在冷却润滑水足够的场合，轴承可承受较高的比压。在确定水润滑导轴承尺寸时，在三轴承的静不定轴系中与在四轴承的静定轴系中，轴承的径向间隙和比压的差异也是应考虑的因素。事实上，在泵轴系的细节设计时，除了轴承以外，径向间隙处流体的动压或者静压效应，以及保证轴承润滑油或水循环的，内置螺旋泵叶轮、迷宫泵叶轮或镜板泵叶轮与系统与冷却器的匹配应十分仔细的考量和处理。 3.4 轴密封与系统轴密封是主泵的承压边界上，转动件与静止件间的界面部件，在保证承压边界的完整性上是关键部件。根据轴密封的工作参数，采用动、静摩擦的表面不接触的可控泄漏密封是可靠的选择。由密封面间液膜形成方法而区分的流体静压密封和流体动压密封都是PWR主泵可以采用的成熟技术。核电站成功的运行经验表明，PWR主泵选用下列密封组合是恰当的： ——三道流体动压密封，这是欧式风格主泵轴密封的典型设计； ——一道流体静压和一道流体动压密封，这是美式风格主泵轴密封的典型设计。每道单独的密封，必须能承受系统的全压力可靠的运行，这是关于轴密封技术共识的重要论点。主泵采用三道流体动压密封的另一个原因是，在NSSS的管泵作PT=235bar的水压试验时，无须拆卸轴密封，因为每级密封的压降约为50bar，但每级都按全压力来设计。确切地说，西屋公司开发的美式风格的主泵轴密封是由二道静压密封组成。当第一道静压密封失效后，第二道密封在全系统压力下，通过密封环与环座变形的控制，端面机械密封变化成了斜面型密封面的静压密封。这是一款很有创意的密封设计，法国人沿袭至今，不作改变。在轴密封与水导轴承下方，布置检修用的静密封，这是主泵易于维修的安全要求所必须的设计。在轴密封通大气侧布置蒸汽密封，停泵安全密封，是不同系统的技术规范要求的安全性设计。欧式风格和美式风格主泵轴密封的设计定型，应该说是根据成熟的高端技术的传统和习惯，进行优选的结果。KSB AG在奥布里海姆的RER700型主泵上，曾选用了二道流体静压密封（台阶密封面型）和一道流体动压安全密封，运行了58，000小时而无需维修。（图3）西屋公司在分叉河核电站（Forked River）1120MW核电机组的70型主泵上，也曾选用了三道流体动压密封和一道低压蒸汽密封，主泵安全运行了44，200小时后检修。上述两家公司成功的实例并没有改变轴密封最终的设计定型。诚然，实际运行的成功经验十分重要，但是自主化技术特长和传统的充分发挥，对高端技术的持续发展更为重要。图3 奥布里海姐核电站主泵的KSB密封部件。http://www.heneng.net.cn/media/magazine/200905/big/200905111547398349.JPG 就设计理论而言，可控泄漏密封是借助了推力轴承的原理来形成密封面间的液膜的。可以认为：流体动压密封是米契尔（Michell）或者金斯伯里（Kingsbury）可倾瓦块式动压轴承与机械密封的联合；流体静压密封则是固定油楔面的油囊式（Oil Pocket）静压轴承与机械密封的联合。密封面间微小的轴向间隙被磨损后，会影响泄漏的稳定。轴密封注入水必须通过流通粒径≤5 μm 的过滤器，才能进入密封腔，这是两种轴密封的共同的基本要求。除了高的可靠性以外，轴密封还必须满足：—— 起动压力低；—— 监测、检查方便；—— 更换安全、迅速，人员受幅照量低。基于模块化设计的理念，1960年代KSB AG 在对主泵轴密封系统性试验研究的基础上，对系统压力Ps = 150 bar, 轴径Dw = 200 mm，转速 n =1470 rpm，和滑动速度V =20 m/s的典型设计的PWR主泵轴密封得到了表2中的技术数据。表2Dw =200 mm 主泵轴密封性能数据
结构类型ZQL(m3/h)NR(KW)NE(KW)N Th(KW)QK (m3/h)
流体动压式机械密封2～30．001（1）13.5～183～5
流体静压式间隙密封1～20．3～1.031～414～46>QL
浮环密封810～25 (2)5～10460～1000460～1150≈QL
表中：Z——相互串联的密封级数； QL —— 密封的泄漏量； NR ——Z级密封的机械摩擦功率； NE ——在系统压力下，补入液体（= QL）而消耗的功率； N Th——冷却QL 液体所需热功率； QK 冷却密封系统所需要的冷却水量。附注：（1）大约有0.2 m3/h的附加流量流过旁通管（压力分配器） （2）此数值与径向间隙的大小有关。可以说，KSB AG的轴密封试验研究成果，以及轴密封在奥布里海姆核电站主泵和在诺沃—沃隆奈希(Nowo—Woronesch)型440 MW PWR主泵（三道流体动压密封加一道安全密封）上十分成功的运行实绩和经验，为形成轴密封设计的技术共识奠定了可信赖的基础。 3．5 模块化设计 在压水堆NSSS中，单环路功率N=300～350MW 的设计，已成为第二代PWR核电机组中的标准系统。一个反应堆压力容器，最多可布置4个环路，模块化设计的主泵便应运而生。 轴密封是与主泵安全性紧密相联的关键部件，理所当然的作为核心的固定载荷模块。KSB 推荐了BW 200mm轴径的轴密封用于RER型系列的主泵，日蒙公司在引进的西屋公司技术的基础上，完善了38英寸（轴径d0=200mm）轴密封，用于93型，93A型，93A1型、100D型和N24等5种主泵。流量范围Q=20，100～24，850m3/h，扬程范围H=80～106m，配套电机功率Nm=4800～7100MW，适用于3环路和4环路的机组功率为900～1500MW的PWR机组。 泵机组的高参数推动的轴承是另一个重要部件。系统的内压力在泵转子上形成的轴向推力负荷，只取决于轴密封中的一个有效直径，因而有高压油顶升装置的推力轴承及油冷却循环系统，也顺理成章地成为固定载荷模块。不同功率电机的转子与飞轮重量的变化，只影响到推力轴瓦上的比压，在设计范围内幅度不大的改变。 上述的5种规格的主泵中，有桶型和准球型两种低碳Cr—Ni不锈钢材质的铸造泵壳供选配。MHI在主泵的国产化中也试用过SA508 CL.3 低合金钢，整体锻造的泵壳（图4），内部过流表面堆焊低碳不锈钢。KSB AG 也只优选了一种形式的整体锻造泵壳。这样，由叶轮和导向器组成的力水部件就成了主泵的主要的可变有效载荷模块。图4 SA 508 CL.3 整体锻造的泵体http://www.heneng.net.cn/media/magazine/200905/big/2009051115480614172.JPG PWR核电机组中，主泵的配置是相对固定的，也可以说是“模块化”的配套。法马通核能公司只选择100D型主泵用于法国国内的1000～1300MW核电机组，自主开发的N24型主泵只用于法国风格的N4 1500MW 四环路设计和所谓的法国第三代核电技术的EPR 1600设计。MHI只选用93A1型主泵用于60HZ系统，100D型主泵用于50HZ系统。100A型主泵是100D型的改进设计，用于MHI自主开发的APWR1500型四环路核电机组。3．6 全负荷试验台架在核安全理念的共识下，为考核主泵的性能与可靠性，主泵在出厂前必须进行模拟实际运行工况的热态全负荷试验，首批产品的第一台主泵还需在全负荷工况下，运行足够长的时间。不具备全负荷试验装置时，若用户同意，在完成关键部件，比如轴密封的单独考核试验的前提下，可以在泵上安装小流量的叶轮，在模拟运行压力和温度的小管径试验回路上，检测除水力参数外的泵的性能。但是泵的水力性能必须有足够精度等级的水力模型试验用来见证和验收。自1960年代轴封式主泵问世以来，世界范围先后建造了不少全负荷主泵热态试验台架。试验台管道的材质，也由碳钢或低合金钢发展为Cr—Ni不锈钢或低合金钢内表面堆焊不锈钢。据不完全的统计，试验台架分布于以下的厂商。（1） NSSS设计与设备总包商——美国西屋公司EMD——法国电力公司（EDF），简纳维里尔（Genevilliers）分部——日本三菱重工（MHI），高砂制作所——芬兰 Oy Finnatom AB (2)泵制造厂商 ——美国，拜仑—杰克逊公司（BJ） ——美国，宾汉—威里梅特公司（BW） ——德国，KSB AG ——瑞士，苏尔寿公司（Sulzer） ——比利时，ACEC ——英国，海沃特—泰勒公司（HT） ——英国，伟尔泵公司（WPL）综合分析相关的资料，可以得知在核安全的共识下，不同年代建造的主泵试验台架的技术特点：（1） PWR主泵的全负荷试验台架最早是美国BJ公司于1960年代初期建造的，最迟建造的是，英国中央发电局（CEGB）投资，建造在伟尔泵公司的阿洛瓦（Alloa）工厂，于1991年运行的主泵试验台架。首台被测试的产品是日蒙公司生产的100D型主泵。由于决策的原因，适用于安全发电的PWR进入英国电力工业推迟了30年。（2） 轴封式主泵发展的初期，在美国，泵制造商生产的主泵占主导地位，他们都建造了不止一座主泵试验台架，来满足主泵出厂前验收试验的需求。—BW公司建有两座28英寸（DN700）的全负荷试验台架，共用一套温度、压力控制与测试系统。美国BJ公司在1970年代已拥有了世界上仅有的7座全负荷试验台中的4座，其中的3座集中安装在洛杉基工厂的一个面积为2320m2 ，高30m，吊车能力为100吨的专用测试厂房内。一座试验台架的管径为25英寸（DN650）QD =6.3 m3/s；另两座台架相同，管径为42英寸（DN1000），QD=12.6 m3/s。管道由低合金碳素钢铸焊而成。（3） NSSS设备总包商建造的主泵试验台架，大都是在垂直平面内的单环路台架，管路材质为不锈钢。图5中表示的MHI的主泵试验台架是典型的实例。用一个同口径的阀门来调节流量，测试流量的幅度，往往限制在设计流量的80～120%的较小的范围内。图5 MHI 试验台架主回路结构图http://www.heneng.net.cn/media/magazine/200905/big/2009051115485514824.JPG (4) 实用性强的简化设计是B-W公司的试验台架，基本的设计理念是，在相邻的两条平行地坑中，安装两条单环路试验管道，联接流量调节阀前后的支管被设计为一台蒸发器的一次侧管系。改变通大气的二次侧壳体的水位来控制冷却水的蒸发量，从而控制主管道的水温与压力。两座试验台架共用一套温控设备，一座专用排放水蒸汽的烟囱是必不可少的。从发展初期的主泵运行试验的要求来看，这是一款满足要求、操作简单和经济节能的设计。 （5）复杂的设计是在CEGB投资建造仕伟尔公司的主泵试验台架（图6）。它是一个模仿电站中实际状况的空间管系的设计，主泵安装在活动支撑架上，横向与阻尼器相联，流量调节阀附近是整个测试管路的锚定的固定点。试验台架的功能扩展了，流量测定范围还是受到单一的同口径阀门的限制。 （6）专业技术性强，测试流量范围最大的试验台架，是KSB AG 建造在法兰肯塔尔（Frankenthal）的主泵试验台架（图7）。台架的管径DN1000，设计压力PD=180bar，设计温度TD=350℃。两条平行的主管道的远端，有9 根横向、平行的带有蝶阀的小口径管道相连接，可在大范围内调节流量。流量的微调是用安装在两要更小管径的平行管路上的节流阀来实现的。管路的材质是低合金钢，内表面与介质接触面堆焊低碳不锈钢。试验台架不仅在很大的流量范围内，平稳而准确地测试泵的性能，而且避免了大口径流量调节阀的技术难点和高的采购成本。 4 两种技术风格设计的差异点 在保证核安全的技术共识的前提下，美式风格和欧式风格的两种主泵，在满足PWR核电站的安全要求和可靠运行方面难分伯仲；在设计上，各自拥有自主的Know-How和专利技术；在结构的细节设计上，风格各异、各具特色。两种技术风格的主要特点的比较列在表3中。表3 两种技术风格主泵特点的比较
比较内容美国风格（WH为代表）欧洲风格（KSB为代表）
产品生产体系同时生产泵和电动机，向用户提供主泵机组只生产主泵，电动机外购配套
泵机组结构电机与泵由刚性联轴器联接，主推力轴承布置在电机顶部，轴系中有三个径向轴承电机与泵由挠性联轴器联接，主推力轴承布置在泵上端部，轴系中有四个径向轴承
泵壳材料低碳不锈钢整体铸件低合金钢整体锻件，内表面堆焊不锈钢
轴密封系统3道密封，No.1密封为静压密封，No.2密封为动压密封，No.3为安全密封，每道密封可承受系统全压力。3道流体动压密封，每道密封可承受系统全压力。级间有级压力分配器。
推力轴承部件双向可倾瓦式设计、有高压油顶升装置，浸油式润滑。有外置管壳式冷油器，在铙板泵作用下保持油循环。双向可倾瓦设计，有高压油顶升装置，浸油式润滑，一体化内置冷油器，有铙板泵与辅助叶轮保持油循环。设有安全排油箱
高压冷却器内置式一体化设计，是热屏组件的一部分，起隔热作用。注入水中断时，保证进入轴密封的水的温度在允许的范围之内。外置式管壳型设计，由泵轴上的迷宫泵叶轮驱动在泵内循环。注入水中断时，保证进入轴密封的水温在允许的范围之内。
值得指出的是，模块化设计主泵中的可变有效载荷模块，即泵的水力部件的性能与效率指标方面，与NSSS设备总包商的分部比较起来，专业的泵制造商充分表现出了在产品研发中的专业能力与技术底蕴。作为一个例子，表4列出了几种主泵性能的对比。表4 主泵性能数据比较
制造厂商(美)WH(日)MHI（美）BW（德）KSB
泵型号100D100A28x32x40 RDVRER 750
流量Q（m3/h）23,50025,80023,52023,870
扬程H (m)958812098
转速n (rpm)1490119011901480
效率r (%)84>858787(84)
说明：1）效率值是不包括电机的泵部分效率 2）KSB的效率包含主推力轴承耗功，括号内为机组效率。
5 引进消化后的改进与创新 PWR主泵是具有核安全1级，QC 1级和抗震1级的核级产品，设计定型几十年来，是一种变化最小，改进最少的泵类高端技术产品。1979年美国三哩岛（Three Mile Island）核泄漏事故后，西屋公司的核电事业陷入停顿。西屋核电技术的受让方，消化了引进技术后，在PWR主泵上有所改进与创新。 5．1法国日蒙公司的改进与创新 西屋公司与法马通公司的核电技术转让合同于1990年初宣告结束。法马通在法国政府支持下开发了具有法兰西风格的命名为N4型的4环路PWR核电机组，功率在1500MW。第一台N4机组建造在安装法国首台250MW商用核电机组的休斯（Chooz）核电站旁边，新电站命名为Chooz B。日蒙公司为N4型PWR研发了N24型主泵，主要技术参数如下：Q=24，850 m3/hH = 106mn = 1485 rpmNm = 7100Kw在N24型主泵上，日蒙公司注入了自己的研发成果来改进主泵的设计：—— 改善水力性能，提高效率△ 全新设计的叶轮和导叶△ 新设计的与导叶通道匹配的泵壳—— 改善泵转子动力学特性△ 改进转子的支承方式，水润滑导轴承从热屏部件上方移动叶轮口环处；△ 用流体静压轴承取代了流体动压轴承；△ 泵轴与叶轮间的锥形轴颈加铙的联接改为赫斯（Hirth）型平面端齿联接。N24型主泵至少在4个N4型1500MW机组中，有16台泵在运行，最早的一台泵运行至今已有10年。阿海法（AREVA）集团推出的第三代核电EPR1600设计中，仍采用N24型主泵，表明日蒙公司在N24型主泵上的改进与创新是成功的。 5.2 日本三菱重工（MHI）的改进与创新MHI通过续签技术协议一直保持着与西屋公司EMD的技术转让关系，在1970年代引进技术的同时也启动了自主的试验研究发展计划。高砂制作所在主泵上的改进是分阶段逐步实施的，主要有以下的项目： ——轴密封部件△ 第一阶段用流体动压密封取代了原设计的No.2和No.3密封（图8）△ 第二阶段改进了No.1流体静压密封的设计，用大断面的陶瓷替代了小断面的陶瓷环（图9）图8 MHI改进的No.2和No.3密封图9 MHI改进的No.1密封——水润滑轴承圆筒型的滑动轴承改为有4个窄楔面动压水槽的新设计，消除了泵运行中的半速低频振动（图10）图10 MHI改进的水润滑轴承——水力部件 为MHI自主开发的APWR 1500的NSSS系统开发了100A型主泵。水力模型选用西屋公司原设计 的100D型叶轮，缩小直径D2，配以新设计的径向导叶。水力模型试验表明，泵效率提高了4.5%，该模型用了60HZ系统的100A型主泵。由于MHI和西屋公司间主泵的技术转化协议持续有效，100A型主泵只允许用到美国和加拿大以外的地区。从水力设计的观点来看，对于比转速ns=480的泵，选用100D型泵旧设计的叶片数为Z=7的叶轮，但缩小直径，配上新设计布置在泵壳中部的径向导叶，应该说是较保守的设计。表5对已公布的水力模型试验数据作比较。表中叶轮外径D2a最小的M728是笔者在1970年代为泰山一期（代号728工程）300MW核电机组主泵研发的水力模型。表中的数据是模型泵在浙江省机械科学研究所一级精度试验台上复测的结果。水力模型的研究项目通过了上海市机电一局组织的全国性鉴定会议的核查和认可。随后，完成了模型泵的全特性试验，得到了完整的四象限全特质曲线，可以用于NSSS系统的安全计算分析。表5 水力模型试验数据的比较
模型泵100D100AM728
流量Q（l/s）306274216
扬程H (m)1088
转速n (rpm)120012001490
叶轮外径（Dza mm）357.4331.7288
模型缩比 λ1/2.351/2.541/2.75
效率n D (%)7578.280.65
效率n BEP (%)7579.580.65
图11 表示了100A和M728两种水力模型轴轴面单线圈。100A水力模型是在西屋现在的100D水模型上，缩小叶轮尺寸，修改导叶设计。M728水力模型是借鉴了100D模型轴面水力通道的轮廓，重新设计了叶轮和导叶，并确定了与之相近配的相关尺寸比Dk/D2a，Hk/D2a。这是两个水力模型在技术路线上的根本区别。 5.3 三轴承轴系轴封式主泵的发展西屋公司的EMD被柯蒂斯—莱特（Curtiss-Wright,CW）公司收购，由于C-W公司产品的属性，EMD要重振PWR的轴封式主泵的领跑风范的可能性极小。MHI为日本自主开发的APWR1500级NSSS开发了100A的主泵后，没有更多的关于主泵的改进和研究的报导。第一套APWR1500型核电机组的正式运行至少要等到2014年。以PWR主泵为主业的日蒙公司加强了主泵技术基础研究的力度，建造了用于主泵水力模型的三个试验台架：封闭式水力模型的性能测试台，泵内水力负荷及阻力特性的测定和流态可视化的专用试验台，以及以空气为介质的泵四象限综全特性试验台，选用的模型缩比为1/2.44。其目的明显是，通过精确的水力模型试验，深入了解主泵的水力特性和阻力特性，同时达到以模型试验作为客户对主泵水力性能验收的依据。有意思的事是，首台纳入模型试验研究计划的主泵是法国国内从不采用的60HZ频率的93A1型泵。第一座代表法国第3代核电技术EPR1600的芬兰奥尔基洛托(Olkiluoto)核电站正在建造中，随着EPR1600设计的推广和运行，三轴承轴系主泵在N24型泵的基础上，将会有更新的改进和创新。6 第三代PWR核电技术的主泵在压水堆NSSS的设计中采用的、由第二代核电技术发展而来的第三代核电技术有以下特点： —— 优化和简化后的系统； —— 安全上创新的技术设计； —— 成熟技术的延续发展； —— 效费比和经济性更高。 6.1 AP1000的非能动安全系统 国际上公认的第三代PWR核电技术有阿海法（AREVA）集团的EPR1600和西屋联队的AP1000。前者从法马通核能公司的N4型1500设计发展而来，主泵仍沿用在N4型中运行的N24型主泵；后者是基于AP600的初步概念设计，采用了非能动安全系统（Passive safely system，PSS），并简化了系统，主泵又回到屏蔽电泵的设计。世界上PWR发生的最严重的安全事故是1979年三哩岛核电站的堆芯熔化泄漏事故。30多年的轻水堆运行经验表明，执行相同安全防护原则和法规的沸水堆（BWR）从未发生过堆芯损毁或熔化事故。专业机构研究表明，一般而言BWR堆芯熔化的概率大约比PWR低一个数量级。美国PWR设计师在借鉴了BWR的安全设计理念后，1990年推出了两环路AP600型600MW机组NSSS的概念设计。AP600设计从改进型沸水堆（ABWR）中吸纳了内置泵的设计原则，从简化型沸水堆（SBWR）中吸纳了非能动冷却系统（Passive Cooling System，PCS）。所谓非能动冷却系统的主体是位于BWR在压力容器上方12m的大小池，压力容器连接了一个特殊设计的隔离阀。当LOCA发生时，隔离阀快速打开，急剧卸去堆内约7Mpa的压力，压力降到30psig（约2.1bar）时，大小池中的水开始流入堆芯，故又称之为重力驱动堆芯冷却系统（Gravity-Driver Core Cooling System，GDCCS）。SBWR的系统中，有三个各自独立的GDCCS，能确保证在所有的LOCA工况下，堆芯始终被水覆盖。PWR系统压力为15Mpa等级，快速卸压的隔离阀的性能和可靠性成为了一个重要的课题。AP600采用非能动安全系统，优化和简化了系统、减少了设备。图12表示AP600反应堆冷却系统，图13表示AP600的屏蔽电机或主泵。AP1000是以AP600设计发展和完善而来，仍旧是二环路4台主泵的系统，单环路功率由300MW提升到500MW等级。至关重要的非能动安全系统也为该相应增加容量或者独立系统的数量。6.2 AP1000的冷却剂循环泵无轴封泵是较为适合反应堆系统优化简化后需要的内置泵结构的要求。实际上，无轴封泵的两种类型：屏蔽电机泵和湿定子电机泵很早就作为反应堆主泵在核电站和核动力堆上广泛应用了。西屋公司的AP1000设计，作为传统的成熟技术，EMD选用屏蔽电机泵为内置式的主泵。 内置式主泵最早应用于BWR核电站，1970年代起KWU和ABB的BWR选用了KSB AG的FER型轴封式泵和PSR型湿定子电机泵，已有1400泵年的运行经验，其中PSR型约占40%。欧洲的试验与核电厂实践表明，用少量的纯净注入水（约比轴封泵注入水低一个数量级）注入无轴封泵的热颈部件（电机与泵之间的窄环型通道），可以避免泵与电动机之间水的交换，并有少量水流入反应堆。实践的结果消除了湿定子电机泵放射性污染难以清除的疑虑。1980年代日本东芝公司（TOSHIBA）从KSB AG引进了PSR型泵的技术。通用电气公司联队（GE—TOSHIBA—HITACHI）在改进型沸水堆ABWR 1350设计，选用了PSR为反应堆内置泵。1997年运行以来，至少有20台泵已安全运行了10年以上。日本在建的和计划建造的ABWR 1350至少有7座。BWR的内置循环泵是直接安装在反应堆容器的下部，又称堆内泵（Reactor Internal Pump，RIP），堆芯顶部以下无大口径冷却剂管道。即使LOCA事故时，反应堆芯始终被水淹没，燃料元件温度会超过了1000℃，出现锆水反应。上述情况说明，在AP1000的NSSS中，不管主泵是屏蔽电机泵还是湿定子电机泵，在LOCA和全厂断电的事故，主泵仍旧必须满足断电后惰转速率变化的要求，比如停泵10秒钟后，泵转速不得低于50%额定转速。图13中AP600的高转动惯量主泵的设计方案，显然是把推力轴承的推力盘人为地加大尺寸（增加转动惯量）使其具有维持惰转的飞轮功率。众所周知，圆盘在连续流体介质中旋转时的摩擦力矩是与流体的比重γ(即流体的密度)成正比的。在海平面20℃温度时，空气的比重约为水比重的1/830，与300℃的水相比，也只有1/590。用无轴封泵替代了轴封泵以后，必须把电机上，在空气中运转的大直径，扁平形状的飞轮改变成在水中运转的小直径，厚度增大的飞轮，同时，它在有水的摩擦阻力矩的作用下，必须具有满足泵惰转速率变化要求的转动惯量J=mr2，这是一个技术难点。在电机转子两端各布置一段飞轮，可以减少外径的限制对飞轮转动惯量J的影响。泵在运转时飞轮因为摩擦力矩导致的泵效率下降和摩擦热引起的水的局部温升对主推力轴承的承载能力的影响（图14）都是必须关注和评估的课题。与ABWR1350的设计一样，AP1000也是采用电机变频调速的方法来调节主泵的流量。主泵是NSSS中的心脏设备，不应该加以过多的负荷。在电源及供电系统与主泵这一主设备之间进行换位的考量与评估，或许能解决只局限于泵轴上安装一块或两块有足够呆重的飞轮在水中旋转而引发的不安全因素的难题。如果在主泵供电系统中，选用带有变速型液力耦合器的电动发电机组为主泵提供可变频的电源，那么，在变频发电机组中，很容易装上需要的高转动惯量的飞轮来控制断电时主泵转速衰减的速率。这种在BWR系统发展初期就已经被应用的变频供电技术，移植到PWR系统应该不存在技术障碍。7 结束语回顾了国际上PWR主泵的技术的经历与共识，实践的经验与教训以及发展的方向与课题，可以获得一些较为清晰的理念：— PWR的轴封式主泵是一种问世很早、定型多年、运行可靠、改进很少的高端泵类产品，是具有高安全性与高质量要求的工程用泵，效率不是首要的指标。— 要发展核电必须开发主泵，它是以保证核安全的技术共识为前提，整合了可靠的先进技术的产品，无论是自主研发还是引进技术，具有不同技术背景的主泵制造商，为了不断地做得更好，他们会不由自主地进入“以我为主，自主发展”的途径。— 制造商的技术底蕴和技术特长，造就了不同技术风格的主泵；不同的技术特色和工艺优势，使不同风格的主泵能长期并存。— 主泵的研发工作是具有厚积薄发特点的严谨而踏实的过程。任何一点的改进和创新，都必须建立在多学科的基础研究成果和长期验证试验工作的基础之上，并在实际的运行考核中不断作细节上的完善化。“它山之石，可以攻玉”，国际上主泵技术发展中的经验和教训值得借鉴。为实现我国宏大的核电发展规划，在正确决策的指引下，还是需要一代人，把核电站主泵的开发作为一项事业来加以努力奋斗的。
楼主这个行业吗？ 主泵终究过的还是密封这一关。看看这些技术发展历程来龙去脉挺有意思，欧系风格，美系风格，就跟大侠说的一样，你图纸往人家面前一摊是不是你的人家自然就懂。
这玩样一看就懂，只是具体的数据需要校核 zsddb 发表于 2015-10-26 21:43 static/image/common/back.gif
这玩样一看就懂，只是具体的数据需要校核
哈哈，能变现是另外一回事了
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