[发明专利]一种核电站用内壳体节段式上充泵

说明书

技术领域

本发明专利设计流体机械领域，一种核电站用内壳体节段式上充泵。

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，上充泵是核电站一回路环路化学和容积控制系统的主要设备。当反应堆正常运行的时，该泵在上充工况下运行，为一回路提供含硼酸上充水，同时为主泵提供机械密封的轴封水；当反应堆主回路发生如破口等失水事故时，上充泵在高压安注工况下运行，向反应堆内注水以防止事故的进一步扩大，确保反应堆安全。

泵工作温度为7℃～120℃，要求泵能够承受瞬时7℃到120℃的热冲击，也能承受6小时内温度由120℃降到60℃降温热冲击。

现有的常用泵在刚度、强度、耐热冲击、耐工作介质杂质以及密封性能，材料特性方面均无法满足核电站化学和容积控制系统及高压安注系统的要求。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于，根据核电站化学和容积控制系统的需要一种核电站用内壳体节段式上充泵。

为了解决上述问题，本发明的技术方案是这样的：

一种核电站用内壳体节段式上充泵是由外壳体、泵轴、节段式内壳体组件、轴挡、进出水端盖、两端轴承部件，底座及相应的连接管路组成，其特征在于，所述的上充泵为内壳体阶段式多级离心泵。

所属的节段式内壳体组件是由正导叶和反导叶铸造为一体，通过穿杠螺栓连接为一体结构。

所属的轴挡固定在泵轴上，左端与后盖板突出端面相接，有端与后盖板竖直面相接。

所属的轴挡是有至少两个半圆环结构组成。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式来详述说明本发明；

图1为本发明一种核电站用内壳体节段式上充泵的结构示意图；

图2为阶段内壳体组件示意图；

图3为轴挡结构示意图。

图中：1.向心推力轴承，2.泵轴，3 出口，4.叶轮，5.后盖板，6.节段式内壳体，7.前盖板，8.进口，9.轴挡，10.口环，11.外壳体，12.穿杠螺栓，13.建，14.支座，15.正导叶，16.反导叶，17.半圆环。

具体实施方式

为了使本发明实现的技术手段，创新特征、达到目的与功效易于明白了解，下面结合具体图示，进一步上述本发明。

上充泵是核电站一回路环路化学和容积控制系统的主要设备之一，其功用如下：

当反应堆正常运行的时，该泵在上充工况下运行，为一回路提供含硼酸上充水，同时为主泵提供机械密封的轴封水。

当反应堆主回路发生如破口等失水事故时，上充泵在高压安注工况下运行，向反应堆内注水以防止事故的进一步扩大，确保反应堆安全。

环境条件

环境温度：                  5～50℃；

环境压力：                  0.01Mpa(绝对)；

相对湿度：                  ≤80％；

累计放射性剂量(40年)：      2×104Gy。

带放射性的去离子水，其中：

含硼量为(正常工况时)：      2000ppm；

NaOH含量：                  ＜0.8％；

介质比重：                  1000Kg/m³。

流量扬程

关死点扬程：                1860m

上充时设计流量：            34m³/h

上充时设计扬程：            1802m

高压安注时设计流量：        148m³/h

高压安注时设计扬程：        810m

                            (无杂质连续运行3小时以上)；

介质工作最高工作温度：      120℃；

泵转速：                    4500r/min。

结构说明

如图1所示，内壳体节段式上充泵是由叶轮(4)、前盖板(7)、后盖板(5)、外壳体(11)、泵轴(2)、节段式内壳体(6)、轴挡(9)、口环(10)，底座(14)及相应的连接管路组成。

如图2所示，由正导叶(15)和反导叶(16)铸造在一体的节段式内壳体(6)，内部有一贯穿孔，通过穿杠螺栓(12)连接为一体，下部面与口环(10)面相接，安装方面快捷。泵支脚为一焊接结构，筒体支脚用螺栓、弹簧圈、泵脚定距套固定在支座(14)上。

如图3所示，轴挡(9)固定在泵轴(2)上，左端面与后盖板(5)突出端面相接，有端面与后盖板(5)竖直面相接，且至少两个半圆环(17)结构组成。