“华龙一号”核安全2级中压安注泵研制

何正石，高 原，于峰泰

(大连深蓝泵业有限公司，辽宁 大连 116031)

0 引言

“华龙一号”是中国广核集团和中国核工业集团在我国30余年核电科研、设计、制造和运行经验的基础上，共同研发的具有自主知识产权的我国三代核电技术，代表了目前核电技术的先进水平[1-2]。

核级泵类设备在核电站属于重要、关键设备，与核电站运行安全息息相关；中压安注泵(图1)是核安全2级泵，其功能主要用于在设计基础工况和设计扩展工况，将安全壳内置换料水箱的含硼水注入到反应堆冷却剂系统内，冷却堆芯和维持一回路水装量，如图2所示。

图1 中压安注泵泵头

图2 中压安注泵设备功能图示

通过中压安注泵的研制，对其技术水平、工艺、质量、性能、可靠性等方面进行鉴定和分析，使其结果符合“华龙一号”核电站使用要求，实现该种设备的国产化[3]，助力中国核电的发展，打破国外核电技术垄断。

1 技术要求

1.1 性能参数

中压安注泵水力性能参数需满足表1中的要求。

表1 性能参数表

1.2 特殊工况要求

1)设计使用寿命：泵设计寿命60年，但不包括正常可更换的零部件；

2)无故障运行：泵组应能连续运行8800小时，且运行期间无需更换润滑剂。

3)入口含气：泵组在介质含有3%空气条件下能够正常运行；

4)热冲击：在热冲击(从10 ℃瞬时升至120 ℃)过程中，泵能安全可靠的运行；

5)杂质：在带杂质运行工况泵能安全可靠的运行；

6)抗震：泵机组及其部件应设计成能承受安全停堆地震(SSE1)而不降低性能，即在发生SSE1 期间或之后，都必须维持结构完整性和设备的可运行性。

2 总体方案设计

2.1 整体结构

根据技术规格书中泵组参数及现场安装条件要求，中压安注泵设计为卧式、多级、单吸，泵采用水平吸入、垂直吐出、全抽芯结构的离心泵，泵和电动机之间采用膜片联轴器连接，如图3所示。

图3 中压安注泵整体结构

2.2 泵结构

中压安注泵主要由承压部件、转子部件、轴承部件、密封部件、支撑部件组成，如图4所示。

图4 中压安注泵结构

3 关键技术

3.1 水力设计及分析

中压安注泵有十二个工况点[4]性能要求，每个工况点基本都有扬程、汽蚀、振动、噪声考核指标，为满足要求采用CFD分析手段对水力进行分析与优化，预测水力性能及水力方案的可行性。

通过CFD对多套水力模型进行计算及流场分析(图5、图6)，使叶轮与导叶最优匹配，并得出图7 Q-H性能曲线。从曲线中可以看出，设计性能曲线处于技术规格书要求扬程下限与扬程上限区间内，额定点及大流量扬程下降趋势明显，分析计算扬程与要求扬程上限接近，对此可根据试验情况切割叶轮进行处理；分析计算整机效率可满足各工况点效率要求；根据不同入口压力模拟分析泵发生汽蚀的情况，计算所得各个工况点泵汽蚀余量满足技术规格书要求。

图5 断面静压分布 图6 内部质点流线分布

图7 性能曲线对比

3.2 含气工况分析

为满足泵组能够在介质含有3%空气条件下正常运行的要求，采用CFD对各工况点分别取含气量为1%、2%、3%的含气性能进行分析：

① 气相分布：随含气率的增加，过流部件内仅气相浓度增大，未出现汽泡聚集导致流动堵塞的现象，图8为含气量为3%叶轮气相体积分布图；

图8 含气量3%叶轮气相体积分布

② 压力分布：随含气率的增加，过流部件内压力结构相似，叶轮增压和导叶扩压的能力减弱，但仍存在明显的梯度变化特征；

③ 速度场结构：随着含气率增加，流场结构没有明显变化，当含气量为3%时，流动依然顺畅，速度分布合理，故速度分布受含气量影响不大。

3.3 转子可靠性设计

3.3.1 轴向力平衡

首级叶轮采用双吸结构，次级叶轮对称布置平衡轴向力[5]，残余轴向力由一对推力轴承承受，见图4所示。

3.3.2 转子支撑

泵组两端采用圆柱滚子轴承、中间设有2组水润滑动压轴承对转子进行支撑；分析计算水润滑轴承[6-7]偏心率与承载能力的关系(图9)，在保证承载能力的前提下，尽量减小轴承轴向距离、减小轴承偏心率、放大轴承间隙。

图9 水润滑轴承承载能力与宽度关系图

3.3.3 运转间隙分析

采用ANSYS软件对整机模型进行仿真分析计算，其中导叶、叶轮口环尺寸间隙相对原始位置的变化值见表2。

表2 导叶、叶轮口环间隙变化趋势

导叶、叶轮口环设计间隙为0.25 mm，通过图表可知口环间隙最小为0.1027 mm。口环间隙都有一定的安全距离，转子不会发生摩擦现象，满足泵组可运行性的要求。

3.4 振动保证

3.4.1 固有频率分析

根据叶轮叶片数及泵转速，中压安注泵转频、叶频、倍频见表3。

表3 转频、叶频、倍频

采用ANSYS软件对整机及转子进行固有频率分析，分析结果见表4，从分析结果可以得知，整机及转子固有频率分别与叶频、转频、倍频偏离，泵组不会产生共振现象。

表4 固有频率

3.4.2 水力振动分析

采用CFD分析合理控制叶轮与导叶隔舌间间隙，减小压力脉动[8]对振动的影响，并对水力进行优化，减少泵内的漩涡及二次回流，从而减少激励源的产生。

3.4.3 有限元模拟振动分析

用有限元模拟分析机组振动，分析时分别考虑了转子不平衡力、压力脉动对机组振动的影响，分析得出的振动数据见表5，泵组驱动端与非驱动端各个方向振动数值均满足技术规格书要求。

表5 有限元模拟振动分析值

3.5 耐热工况设计

技术规格书要求泵入口水温在10 s内由不高于10 ℃升高到不低于120 ℃，分别在不低于 120 ℃和不超过60 ℃条件下运行4 h。为满足此要求从以下几方面进行设计。

3.5.1 结构设计

内芯部件补偿设计：采用缠绕垫片组结构，通过合理计算控制密封垫的压缩量，补偿热冲击时筒体与内芯产生的不同膨胀量，中压安注泵密封垫补偿设计值如图10所示。

图10 内芯部件补偿设计

整机机组限位设计：采用定位销方式，限制热膨胀的方向，保证膨胀量不会影响机组运转。

3.5.2 有限元分析

采用ANSYS有限元仿真软件对温度场进行仿真分析，建立热冲击时温差变化模型，确定温度场分布，分析在各工况温度下，泵各组件应力值的变化，口环间隙变化值及螺栓应力，并对热应力及变形分布进行分析计算，确保在温度载荷、管口载荷等载荷的共同作用下，保证设备压力边界的完整性及可运行性。

4 特殊功能性试验

4.1 热冲击试验

额定流量下泵内温度维持在6.41 ℃，泵入口温度在5.03 s内瞬间达到了140.74 ℃，温差达到133.44 ℃，热冲击试验结果满足技术规格书要求；分别在120 ℃和60 ℃条件下测试泵性能，试验结果表明水力性能、振动、噪声、密封泄漏、轴承温度等参数与常温基准水力性能试验基本一致，满足技术规格书要求。

4.2 含气工况试验

在泵入口接入一根加气管路将气体加入，测试不同含气工况下泵性能，试验结果见表6，从表中可以看出泵介质含气时，泵扬程降低，且随着流量的增加，扬程下降比例增加，但在规定含气量范围内，泵性能试验结果满足技术规格书要求。

表6 加气试验报告

4.3 杂质试验

在试验回路中加入表7中杂质后进行8 h杂质运转试验。

表7 杂质种类和重量

1)试验期间泵无异常振动，密封无泄漏；

2)杂质运转完成后测试水泵性能、水力性能、泵组振动、密封泄漏、轴承温度与基准水力性能试验基本一致，满足技术规格书要求；

3)杂质性能试验后拆检泵组，摩擦副尺寸满足要求，机械密封动静环无磨损和划伤。

5 结论

自主研制的核安全2级中压安注泵经技术、工艺、质量、性能、可靠性等方面的分析与验证，攻克了技术难点，完成了基准水力性能、热冲击等鉴定试验项目，其试验结果均满足技术规格书的要求，并通过国内专家的鉴定。

中压安注泵研制成功，为核电技术持续研发和技术提升积累了宝贵经验和资源。同时，大幅提升国内泵类设备的技术水平和制造水平，实现该种设备的国产化，具有创新性和极高的实用价值。