[实用新型]一种CAP1400水力模型试验装置

说明书

技术领域

本实用新型涉及1400MW核电站用核一级反应堆冷却剂泵的模型试验装置，具体地说是一种CAP1400水力模型试验装置。

背景技术

随着我国经济建设的快速发展和能源政策的调整，2006年3月国务院通过了《国家核电中长期发展规划》，到2020年核电总装机容量将达到7000万千瓦，平均每年要有2～3座百万千瓦核电机组投产。国家“十一五”发展规划提出，积极发展核电建设，重点开发百万千瓦级核电站，并且提出要实现核电装备自主创新国产化。

AP1000核电技术是目前唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，这是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。

目前，我国的AP1000核主泵市场仍然依赖进口，国内没有能够生产此种核主泵的企业，通过引进消化AP1000核主泵的生产制造技术，在此基础上进行创新，自主开发CAP1400（China Advanced Passive中国非能动1400兆瓦压水堆）核主泵，逐渐掌握1400MW非能动压水堆核电站核主泵的设计生产能力，促进我国核电事业的发展。

实用新型内容

本实用新型的目的在于提供一种安全可靠的CAP1400水力模型试验装置。

本实用新型的目的是通过以下技术方案来实现的：

本实用新型包括共用同一个共同底座的齿轮箱和泵，泵的转子与齿轮箱内的齿轮轴为同一根轴，所述泵包括泵体、吸入导管、叶轮、热屏/导叶、泵盖、机械密封、截止阀及轴，所述轴位于泵体内的一端连接有叶轮，泵盖安装在泵体上，在泵体内分别设有吸入导管及热屏/导叶，所述吸入导管安装在泵体上，热屏/导叶安装在泵盖上；所述泵盖与轴之间设有机械密封，在泵体上装设有截止阀。

其中：所述叶轮与轴之间为过盈配合，在叶轮与轴之间设有O形密封圈，所述叶轮通过安装在轴端部的叶轮锁紧螺栓轴向定位；所述泵盖上开有冲洗水口，所述机械密封的冲洗水由泵体的吐出接管引出，并通过管道经泵盖上的冲洗水口接入机械密封；所述泵体的吐出接管与壳体球心水平中心线一致，横向吐出；所述齿轮箱与泵盖相连接，齿轮箱底座连接于共同底座上；所述泵盖与共同底座之间设有对泵盖进行支撑的泵盖支座，该泵盖支座连接到共同底座上；所述泵体与共同底座之间设有调整板及垫片，共同底座上设有供安装找正时使用的调整螺栓。

本实用新型的优点与积极效果为：

1．本实用新型设计先进合理，为保证在95％～100％流量区域运行稳定、高效，泵的水力模型进行了如下方面的优化：泵体内腔尺寸确定合理，叶轮与导叶匹配优良，减小水力损失，从而提高整机效率。

2．高效优秀的水力模型研究，满足CAP1400核一级反应堆冷却剂泵的参数要求。

3．本实用新型吐出接管与壳体球心水平中心线一致，横向吐出，便于试验管路的布置、安装与拆卸。

4．本实用新型泵转子与齿轮轴采用同一根轴，尽可能的缩短了悬臂长度，提高了转子的运行稳定性，并使得整个试验装置的布置更紧凑，减小占地面积。

附图说明

图1为本实用新型的内部结构示意图；

图2为图1的J向视图；

其中：1为泵体，2为吸入导管，3为叶轮，4为热屏/导叶，5为泵盖，6为主螺栓，7为主螺母，8为垫圈，9为热屏螺钉，10为垫圈，11为叶轮锁紧螺栓，12为机械密封，13为螺钉，14为垫圈，15为O形密封圈，16为截止阀，17为轴，18为管道，19为吐出接管，20为齿轮箱，21为齿轮箱底座，22为共同底座，23为泵盖支座，24为O形密封圈，25为O形密封圈，26为调整板，27为垫片，28为垫片，29为螺栓，30为螺母，31为螺栓，32为螺栓，33为垫圈，34为螺栓，35为调整螺栓，36为螺栓。

具体实施方式

下面结合附图对本实用新型作进一步详述。

本实用新型的水力模型适用于1400MW级核电站核一级用反应堆冷却剂泵，为卧式、单级、悬臂、环形壳体混流泵。

如图1、图2所示，包括共用同一个共同底座22的齿轮箱20和泵，泵的转子与齿轮箱20内的齿轮轴为同一根轴17，尽可能地缩短了悬臂长度，并使得整个试验装置的布置更紧凑，减小占地面积。泵包括泵体1、吸入导管2、叶轮3、热屏/导叶4、泵盖5、机械密封12、截止阀16及轴17，轴17位于泵体1内的一端连接有叶轮3，叶轮3与轴17之间为过盈配合，在叶轮3与轴38之间设有O形密封圈24、25，并且通过安装在轴17端部的叶轮锁紧螺栓11对叶轮3轴向定位。在泵体1上装设有截止阀16，以实现泵体1试验前排气和试验后放水排空。