[实用新型]一种核电站用余热排出泵

说明书

技术领域

本实用新型涉及一种泵，具体的来说涉及一种核电站用核II级泵。

背景技术

压水堆核电站是目前比较广泛采用的核反应电站，核电站内的余热排出系统又称为停堆冷却系统。当核电站运行一段时间再停机以后，由裂变产生的能量将使反应堆芯长期维持余热。余热排出系统必须能以一定的速率从堆芯、回路系统排出设备余热。

余热排出泵是核电站停堆冷却系统中的主要设备之一。其主要作用如下：

a.在电厂正常停堆第二阶段，通过该泵循环反应堆冷却剂同时导出反应堆的余热和反应堆冷却剂系统的显热，使反应堆冷却剂的温度降低到冷停堆温度或换料停堆温度，并保持该温度直到反应堆重新启动。

b.在反应堆换料期间，将换料水箱的硼水输送到换料水池。换料结束后，再将换料水池的硼水送回到换料水箱。

c.在失水事故时，抽出换料水箱或安全壳地坑内的硼水，并将其注入反应堆堆芯。

现有的常用水泵在抗震要求、密封性能，材料特性等方面均无法满足核电站停堆冷却系统的要求。

实用新型内容

本实用新型所要解决的技术问题在于，根据核电站停堆冷却系统的需要提供一种核电站用余热排出泵。

为了解决上述问题本实用新型的技术方案是这样的：

一种核电站用余热排出泵，由定子部件、转子部件、密封部件、托架部件、连轴器部件等组成，所述余热排出泵结构特点为卧式单级离心泵，泵的进口为轴线方向，泵的出口垂直向上。

所述定子部件包括固定在底座上的泵体、泵盖、导叶、并在叶轮的进口处设置有导流体。

所述转子部件包括叶轮、泵轴、轴套，支撑泵轴的轴承等。

所述密封部件为集装式机械密封。导流体、泵盖和叶轮上分别装有可更换的密封环，以减少泄漏量。

所述托架部件包含支撑泵轴的圆柱滚子轴承和四点接触球轴承，所述四点接触球轴承为双列放置，所述圆柱滚子轴承和四点接触球轴承通过油环稀油润滑，轴承箱上设有油位计，轴承箱内设有水冷冷却盘管。

所述轴承上还设有测温原件，所述测温原件为双金属温度计，远传温度信号。

所述联轴器部件包括泵端联轴器、电机端联轴器和中间联轴节，以便现场检修。

所述泵的进口和出口均设有配对法兰，配对法兰与泵的进口和出口通过螺栓固定连接，配对法兰与泵的进口和出口之间设有密封垫片。

所述叶轮上开有平衡轴向力的平衡孔。

所述密封部件具有自循环冷却系统，所述冷却系统包括用于除去介质中杂质的旋风分离器，和用于冷却的热交换器。

有益效果，本实用新型余热排出泵设计合理，泵轴刚性好，整体强度高，完全满足了核电站停堆冷却系统的要求。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式来详细说明本实用新型；

图1为本实用新型余热排出泵的结构示意图，

图2为本实用新型余热排出泵的密封冷却系统结构示意图。

具体实施方式

为了使本实用新型实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解，下面结合具体图示，进一步阐述本实用新型。

余热排出泵是核电站停堆冷却系统中的主要设备之一。其主要作用如下：

a.在电厂正常停堆第二阶段，通过该泵循环反应堆冷却剂同时导出反应堆的余热和反应堆冷却剂系统的显热，使反应堆冷却剂的温度降低到冷停堆温度或换料停堆温度，并保持该温度直到反应堆重新启动。

b.在反应堆换料期间，将换料水箱的硼水输送到换料水池。换料结束后，再将换料水池的硼水送回到换料水箱。

c.在失水事故时，抽出换料水箱或安全壳地坑内的硼水，并将其注入反应堆堆芯。

余热排出泵的工作介质为：

反应堆冷却剂或带放射性含硼水，其中：

含硼量(在正常工况时)：2000ppm，

NaOH含量：≤0.8％；

介质比重：～1000kg/m3。

当泵在失水事故工况下，而且抽吸安全壳地坑水运行时，工作介质还带有下列含量的杂质：

混凝土颗粒物(0.5mm直径)：≤60.0ppm；

保温材料颗粒物(6.35mm直径)≤20.0ppm；

涂料颗粒物(6.35mm直径)：≤12.0ppm。

参看图1