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摘要：核电是安全、清洁、高效的能源，已成为目前世界上仅次于火电的第二大能源。中国核电的发展路线是轻水压水堆，技术处在二代加，接近第三代。目前，中国能够自主设计建造的核电站最大功率为650MW，而国际上先进的一般都达到百万千瓦级，美国G E （ 通用电气公司）公司的ABWR型功率达到1350MW。中国现有核电站4座（广东大亚湾、岭澳、浙江秦山、江苏田湾），已建成9套总计870万千瓦投入运行；国家计划在2020年达到4000万千瓦核电装机容量，再建1800万千瓦核电机组，其堆型有重水堆和轻水的压水堆。目前世界上的核電技术已经发展到了第三代。美国、法国、俄罗斯等都已具备第二代成熟的核电技术，而第三代核电技术在美国和法国等已开始启动。美国还在联合其他核电先进的国家进行第四代核电站的研究论证工作。
关键词：非能动技术；冷却系统；支吊架
一、AP1000核电主泵制造工艺
上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。
AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安全功能的技术。AP1000作为第三代核电技术，其经济性和安全性都在二代加的基础上有了很大的提高。为了满足安全性的要求，AP1000核电站采用了屏蔽式主泵。
AP1000主泵有两套冷却系统，一套是包裹在电机定子壳体外侧的外置水套，一套是外置热交换器。外置水套内通设备冷却水，内部众多的档条增加了冷却水流通面积，增加了冷却效果。外置热交换器是一台安装在泵壳水平位置的管式热交换器，他的一次管路和电机壳体相连，承受系统压力，二次侧则连通设备冷却水。在两套冷却系统的共同努力下，能够保证轴承温度、绕组温度在可接受的范围内，不会影响电机寿命。
AP1000屏蔽式主泵也是一台立式布置的单级离心泵，它的电机和泵处于一个压力边界内，没有轴封，其定子和转子都带有屏蔽套，保证其不和腔体内介质相接触。三代主泵水力部分的结构和二代主泵区别不大，但由于屏蔽套的存在，降低了AP1000主泵的总体效率。
AP1000主泵有四套轴承，上下径向轴承和上下推力轴承。四套轴承都采用瓦块式的水润滑滑动轴承，运行时在轴瓦和轴套之间产生一层很薄的水膜，保证了轴承的润滑和冷却，轴瓦的主要材料是石墨，提供了良好的耐磨性能，轴套的材料是表面镀司太立合金的600合金钢，具有很高的硬度，保证了60年的设计寿命。该轴承不需要专设的冷却系统，减少了整个主泵系统的泄漏点。
AP1000主泵的安全功能由上下两个飞轮来完成，在主泵失电后，由于飞轮的大惯量产生一定时间的惰转，带走堆芯产生的热量，给其余的应急系统的投用争取关键的时间。上下飞轮结构一样，包括内轮毂、钨合金块、外保持环和包壳。内轮毂固定在转子上，钨合金块提供了惰转所需的配重，而外保持环固定住所有钨合金块，使其即使在超速情况下也不会飞散，包壳的作用是将整个飞轮和一回路介质隔离，防止腐蚀。
二、主泵改进核辅助系统新增支吊架设计
（一）主泵改进新增支吊架简述
福方工程采购了ANDRITZ公司生产的主泵。该主泵方案与参考电站中所用的100D型主泵技术方案变化较大，由此管道布置设计有较大变化，新增并修改管道支吊架共200多个。
（二）主泵改进新增支吊架位置设计
1、管道支吊架位置确定原则
（1）承重架不应大于支吊架的最大间距。管道的支吊架的最大间距是根据强度条件及刚度条件计算决定的。
（2）考虑热胀应力的影响，减小设备管口的受力，支吊架尽量不要离设备管口过近。ANDRITZ主泵轴封由RCV系统注入。该RCV管道直接跟主泵管口相接，既要考虑管道有足够的柔性满足热涨应力，同时考虑管道有足够刚度保证事故工况要求。如管道RCV245采用了具有足够柔性π形布置。如果布置管道直接从主泵管口水平接出，由于泵体本身热涨位移，导致管口热涨应力无法通过；另外在确定承重支吊架位置时，由于泵口接管荷载有限制，注意承重架位置尽量不要离管口过近。
（3）考虑事故工况影响，减小设备管口的受力，在合适位置及角度设置必要的减振支吊架。
（4）采用金属软管阻止或消弱振动传递，达到减振目的。
（5）在集中荷载较大的管道组成件附近设置必要的承重架。
（6）在垂直段重心以上或垂直弯头附近做承重架，如果垂直段过长，下部可增设导向架。
（7）优先考虑设置支撑点的位置：优先考虑支撑点的位置在管道上，而不是阀门等附件上；优先选择维修或清洗时不拆卸的直管上。
三、核电泵的抗震分析的要求和过程分析
国内核电项目正在蓬勃发展，主要采用我国自主设计的“二代加”技术和来自美国的“三代加”——“AP1000”技术。
这两种技术对主要设备的抗地震性能的要求是一致的。2007年7月16日日本新潟柏崎刈羽核电站因地震引发的放射性水泄漏事故更是提醒核电站一定要重视设备的抗震性能。通用机械 GM in Electric Power 谱）和SSE（安全停堆地震楼层反应谱），或者叫SL1（运行安全地震楼层反应谱）和SL2（极限安全地震楼层反应谱）。谱线中有将X、Y、Z方向分别描述的，也有在一张谱线中体现的。每张谱线通常会包含五条阻尼曲线，分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。
对于泵产品OBE的阻尼比值通常是临界阻尼的2%，而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。 抗震分析的目的在于证明泵设备在OBE和SSE地震期间或之后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。
通常要求如下分析。1）泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。2）承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。3）在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。 抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。
四、结语
由于AP1000主泵独特的设计，取消了轴封，增加了屏蔽套，使得其总效率有所降低。但是，如果将取消轴封带来的支持系统投入成本、维护成本以及由他带来的安全成本考虑在内，那选用屏蔽式主泵将会大大的优于传统的轴封式主泵。
参考文献：
[1]丁训慎. 压水堆核电站蒸汽发生器的制造[J]. 核电站，2003，（4）：11-18.
[2]臧希年，等. 核电厂系统及设备[M]. 北京：清华大学出版社，2006：65-71.
[3]张华祝 .第三代核电技术与中国核能行业的发展（J〕 .国防科技工业，2 0 0 7，（0 6）
[4]唐锡文.A P1 0 00 的先进性、建造风险与未来的改进方向分析〔 A ）.见：李晓文.中国核学会200 7 年学术年会论文集 .2007.
关键词：非能动技术；冷却系统；支吊架
一、AP1000核电主泵制造工艺
上世纪80年代的前苏联切尔诺贝利和美国三里岛核泄漏事故发生后，大众越来越关注核电站防止核泄漏以及电站安全运行的能力。在核电技术沉寂了近40年后，美国西屋公司研发出了新一代的核电技术--AP1000核电技术。
AP1000核电站采用非能动技术，即其安全系统完全不依赖外部能量，能够利用自然界的能量如势能、气体膨胀和密度差引起的对流、冷凝和蒸发来完成安全功能的技术。AP1000作为第三代核电技术，其经济性和安全性都在二代加的基础上有了很大的提高。为了满足安全性的要求，AP1000核电站采用了屏蔽式主泵。
AP1000主泵有两套冷却系统，一套是包裹在电机定子壳体外侧的外置水套，一套是外置热交换器。外置水套内通设备冷却水，内部众多的档条增加了冷却水流通面积，增加了冷却效果。外置热交换器是一台安装在泵壳水平位置的管式热交换器，他的一次管路和电机壳体相连，承受系统压力，二次侧则连通设备冷却水。在两套冷却系统的共同努力下，能够保证轴承温度、绕组温度在可接受的范围内，不会影响电机寿命。
AP1000屏蔽式主泵也是一台立式布置的单级离心泵，它的电机和泵处于一个压力边界内，没有轴封，其定子和转子都带有屏蔽套，保证其不和腔体内介质相接触。三代主泵水力部分的结构和二代主泵区别不大，但由于屏蔽套的存在，降低了AP1000主泵的总体效率。
AP1000主泵有四套轴承，上下径向轴承和上下推力轴承。四套轴承都采用瓦块式的水润滑滑动轴承，运行时在轴瓦和轴套之间产生一层很薄的水膜，保证了轴承的润滑和冷却，轴瓦的主要材料是石墨，提供了良好的耐磨性能，轴套的材料是表面镀司太立合金的600合金钢，具有很高的硬度，保证了60年的设计寿命。该轴承不需要专设的冷却系统，减少了整个主泵系统的泄漏点。
AP1000主泵的安全功能由上下两个飞轮来完成，在主泵失电后，由于飞轮的大惯量产生一定时间的惰转，带走堆芯产生的热量，给其余的应急系统的投用争取关键的时间。上下飞轮结构一样，包括内轮毂、钨合金块、外保持环和包壳。内轮毂固定在转子上，钨合金块提供了惰转所需的配重，而外保持环固定住所有钨合金块，使其即使在超速情况下也不会飞散，包壳的作用是将整个飞轮和一回路介质隔离，防止腐蚀。
二、主泵改进核辅助系统新增支吊架设计
（一）主泵改进新增支吊架简述
福方工程采购了ANDRITZ公司生产的主泵。该主泵方案与参考电站中所用的100D型主泵技术方案变化较大，由此管道布置设计有较大变化，新增并修改管道支吊架共200多个。
（二）主泵改进新增支吊架位置设计
1、管道支吊架位置确定原则
（1）承重架不应大于支吊架的最大间距。管道的支吊架的最大间距是根据强度条件及刚度条件计算决定的。
（2）考虑热胀应力的影响，减小设备管口的受力，支吊架尽量不要离设备管口过近。ANDRITZ主泵轴封由RCV系统注入。该RCV管道直接跟主泵管口相接，既要考虑管道有足够的柔性满足热涨应力，同时考虑管道有足够刚度保证事故工况要求。如管道RCV245采用了具有足够柔性π形布置。如果布置管道直接从主泵管口水平接出，由于泵体本身热涨位移，导致管口热涨应力无法通过；另外在确定承重支吊架位置时，由于泵口接管荷载有限制，注意承重架位置尽量不要离管口过近。
（3）考虑事故工况影响，减小设备管口的受力，在合适位置及角度设置必要的减振支吊架。
（4）采用金属软管阻止或消弱振动传递，达到减振目的。
（5）在集中荷载较大的管道组成件附近设置必要的承重架。
（6）在垂直段重心以上或垂直弯头附近做承重架，如果垂直段过长，下部可增设导向架。
（7）优先考虑设置支撑点的位置：优先考虑支撑点的位置在管道上，而不是阀门等附件上；优先选择维修或清洗时不拆卸的直管上。
三、核电泵的抗震分析的要求和过程分析
国内核电项目正在蓬勃发展，主要采用我国自主设计的“二代加”技术和来自美国的“三代加”——“AP1000”技术。
这两种技术对主要设备的抗地震性能的要求是一致的。2007年7月16日日本新潟柏崎刈羽核电站因地震引发的放射性水泄漏事故更是提醒核电站一定要重视设备的抗震性能。通用机械 GM in Electric Power 谱）和SSE（安全停堆地震楼层反应谱），或者叫SL1（运行安全地震楼层反应谱）和SL2（极限安全地震楼层反应谱）。谱线中有将X、Y、Z方向分别描述的，也有在一张谱线中体现的。每张谱线通常会包含五条阻尼曲线，分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。
对于泵产品OBE的阻尼比值通常是临界阻尼的2%，而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。 抗震分析的目的在于证明泵设备在OBE和SSE地震期间或之后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。
通常要求如下分析。1）泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。2）承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。3）在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。 抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。
四、结语
由于AP1000主泵独特的设计，取消了轴封，增加了屏蔽套，使得其总效率有所降低。但是，如果将取消轴封带来的支持系统投入成本、维护成本以及由他带来的安全成本考虑在内，那选用屏蔽式主泵将会大大的优于传统的轴封式主泵。
参考文献：
[1]丁训慎. 压水堆核电站蒸汽发生器的制造[J]. 核电站，2003，（4）：11-18.
[2]臧希年，等. 核电厂系统及设备[M]. 北京：清华大学出版社，2006：65-71.
[3]张华祝 .第三代核电技术与中国核能行业的发展（J〕 .国防科技工业，2 0 0 7，（0 6）
[4]唐锡文.A P1 0 00 的先进性、建造风险与未来的改进方向分析〔 A ）.见：李晓文.中国核学会200 7 年学术年会论文集 .2007.