核主泵全流量试验台散热分析.pdf

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1、61肼li：『tElectT．icPower核主泵全流量试验台散热分析哈尔滨电气动力装备有限公司(黑龙江150060)张丽平蔡龙吴景鑫【摘要】核主泵全流量试验是轴封式核主泵设计是否合理的最终验证方式。核主泵全流量试验台为高温高压的回路设备，结合哈电集团核主泵全流量试验台为例，研究试验台工艺系统的散热分析和保温措施，研究不同功率核主泵在全流量试验台上可互换试验的可行性。【关键词】核电站核主泵试验台升温保温一、前言核主泵是反应堆冷却剂泵的简称，是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一，是核岛内唯一的旋转设备，是核电站的心脏设备。核主泵为核安全一级、抗震I类、质保QAl级设备，无备用泵配置。

2、目前二代加轴封式核主泵设计寿命是40年，华龙一号三代轴封式核主泵及三代APl000屏蔽式核主泵设计寿命均为60年。这就对核主泵的可靠性要求极高，核主泵是否安全将直接影响整个核电站的正常运行，甚至造成核安全事故。核主泵的安全性尤为重要，因此为确保核主泵在出厂时完全达到核电厂的要求，在出厂前首台主泵要模拟电厂的实际工况进行全流量性能考核试验，即模拟在电厂可能出现的各种工况。核主泵技术代表着当代泵类产品设计制造的最高水平。目前只有少数国家掌握其设计制造及试验技术，我国是拥有核主泵全流量试验台(见图1)及核主泵全GM通用柳麓www．e蜘x．coin2017111第11期流量测试技术不多的国家之一。

3、本文通过全流量试验台进行1000MW轴封式核主泵试验升温和保温时的热损失分析解决300MW轴封式核主泵在全流量试验时的可行性和解决措施。图1核主泵全流量试验台二，试验背景核主泵全流量试验需要将回路中的水介质从常温升至高温(20—290，C)后进行一系列试验来模拟核电站实际使用工况。根据试验台设计原理，回路内水介质是靠核主泵运行时水力做功提高温度。本试验台设计初期是按照1000MW核主泵能力进行设计的，如需要进行300MW核主泵试验时需要考虑系统兼用性，特别是升温和保温工况需要保证，才能完成各项试验。因此通过分析1000MW核主泵试验时系统水温变化数据和理论分析，研究300MW核主泵试验可行

4、性的分析和措施，保证试验时满足升温工况的要求。三，主泵运行参数主泵运行参数见表1。表1主泵运行参数I瑚西“_额定运行压力／MPa15．1614．99额定运行温度／℃293289．1介质密度／(kg／m3)744749冷态77753431轴功率／kW热态57842570据进行计算分析。表2试验台低温时数据主回路A级水质量／t55主回路金属质量／t150试验数据升温范围／℃20—26试验数据升温时间／min7试验数据电动机输入功率／kW7000试验数据空气换热器状态停止运行试验数据空气换热器周围环境温度／℃一1755GMinElectricPower五，百万机组试验回路热能计算1．加热水(常温

5、)WI=clMAQl／TI(1)式中M——加热器功率，单位为kwlCl——介质比热容，单位为kJ，(虹‘℃)，]R4．14(50"C时)；M——介质质量，单位为kg；△Q。——温差，单位为℃(6"C，来自试验数据)I丁。——升温时间，单位为S(7min，来自试验数据)。计算得，啊=3225kW。2．加热时升温速率u’=860Pt’／C’矿(2)式中p’——升温速率，单位为X2／h；只’——升温功率，单位为kW；C’——水的比热，单位为kcal／L·℃；y’——回路水容量，单位为L。计算得，D’=50．9"C／h。结论：常温下全流量试验升温速率为50．9o【2／h。3．加热金属(常温)W2=

6、c2M2AQJT2(3)式中鹏——加热器功率，单位为kW；c：——介质比热容，单位为kJ，(kg’℃)，取0．5(20。C时)；坞一介质质量，单位为kg；△Q：——温差，单位为℃(6℃，来自试验数据)；死——升温时间，单位为S(7min，来自试验数据)。计算得，W2=1070kW。4．室内回路热损失计算管路的热损失：Q。=27r(t—fr)“(1／A)[1n(D1／Do)]+2／dDl)(4)式中D0_一管道外径，单位为mm；主回路金属质量／t1506——保温层厚度，单位为innl；试验数据升温范围，℃285—29试验数据升温时间／min26D1=Do+26；试验数据电动机输入功率／kw6

7、000卜一管内试验介质运行温度，单位为℃；两台‘——管外环境温度，单位为℃；试验数据空气换热器状态起动／l——保温材料的热导率，取0．028kcaV(m—h℃)，试验数据空气换热器周围环境温度／℃10℃lkcal／(m．h-'C声1．63W(m．K)。GMhEkctricPower卜大气散热系数，为100．028kcal／(m2·h·℃o计算结果见表4。表4百万机组试验回路热能计算结果娜口。-鳓目懿一一-m量1髓暑嚣啊．