綜述了第三代反應(yīng)堆主要堆型———壓水堆的發(fā)展現(xiàn)狀和特點(diǎn),以歐洲壓水式反應(yīng)堆( EPR)和先進(jìn)的非能動(dòng)式1000兆瓦級(jí)反應(yīng)堆(AP1000)為實(shí)例,詳細(xì)比較兩種主泵的安裝位置和布置方式,闡明了它們各自的優(yōu)缺點(diǎn)。對(duì)主泵各種運(yùn)行工況、事故工況以及抗震性能的簡(jiǎn)要分析說(shuō)明,在進(jìn)行主泵的設(shè)計(jì)時(shí),必須全面考慮各種工況,并選擇適當(dāng)?shù)牡卣鹉Ｐ瓦M(jìn)行抗震測(cè)試,保證其具有很高的抗災(zāi)性能。通過(guò)對(duì)屏蔽泵、軸封泵和磁力泵進(jìn)行比較,說(shuō)明了未來(lái)主泵將向多樣化方向發(fā)展。

1、前言

　　化石燃料的大量使用,造成全球氣候的不斷變暖,尤其近年來(lái)溫室效應(yīng)的加劇,自然災(zāi)害的愈演愈烈,更是給人類(lèi)的生存帶來(lái)了巨大的挑戰(zhàn)。為了解決能源與經(jīng)濟(jì)之間的矛盾,世界各國(guó)都在積極探索獲取新能源的途徑。核能以其經(jīng)濟(jì)、清潔等優(yōu)點(diǎn),獨(dú)受人們青睞。截至2007年12月,世界上正在運(yùn)行的核電機(jī)組共有439座,另外還有65座在建。據(jù)不完全統(tǒng)計(jì),全球核電總裝機(jī)容量已有3.5億kW以上,約占發(fā)電總量的17%左右。

　　反觀我國(guó),對(duì)核能的利用起步較晚,目前我國(guó)正在運(yùn)行的核反應(yīng)堆都屬于世界第二代核技術(shù)的產(chǎn)品。為了縮小與世界核電發(fā)達(dá)國(guó)家的差距,并根據(jù)具體國(guó)情,我國(guó)開(kāi)始引進(jìn)一批先進(jìn)的第三代反應(yīng)堆技術(shù),并以壓水式反應(yīng)堆為基礎(chǔ),實(shí)現(xiàn)跳躍式發(fā)展^[1～3] 。屆時(shí),我國(guó)的環(huán)境質(zhì)量將會(huì)得到提高,部分地區(qū)的能源短缺問(wèn)題將得到緩解,也將極大緩解我國(guó)的交通(尤其是鐵路)壓力。

　　反應(yīng)堆冷卻劑泵(以下簡(jiǎn)稱(chēng)主泵)被喻為反應(yīng)堆的心臟,屬于核Ⅰ級(jí)安全泵,它直接關(guān)系著整個(gè)反應(yīng)堆的運(yùn)行狀況和安全性能。因此,主泵技術(shù)的發(fā)展水平對(duì)我國(guó)至關(guān)重要,我國(guó)要想實(shí)現(xiàn)自主發(fā)展,就必須掌握先進(jìn)的主泵技術(shù),這對(duì)我國(guó)的泵行業(yè)是一個(gè)挑戰(zhàn),機(jī)遇與挑戰(zhàn)并存的時(shí)勢(shì),也將預(yù)示著我國(guó)泵發(fā)展的新時(shí)代的到來(lái)。

　　本文將以第三代反應(yīng)堆主要堆型———壓水堆為重點(diǎn),通過(guò)對(duì)EPR和AP1000的主泵及其抗災(zāi)性能進(jìn)行介紹和比較,以說(shuō)明主泵技術(shù)的現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢(shì)。

5、結(jié)論

　　(1)通過(guò)對(duì)第三代反應(yīng)堆的典型主泵進(jìn)行對(duì)比分析,揭示了主泵技術(shù)的發(fā)展現(xiàn)狀;

　　(2)屏蔽泵和磁力泵屬于真正意義上的無(wú)泄露泵,應(yīng)是未來(lái)的重點(diǎn)研究方向,對(duì)磁力泵作為主泵的可行性應(yīng)進(jìn)行深入研究;

　　(3)未來(lái)提高核電經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力,廣泛應(yīng)用模塊化技術(shù),是對(duì)主泵技術(shù)的又一個(gè)挑戰(zhàn)。

參考文獻(xiàn)

　　[1] 　林誠(chéng)格. 關(guān)于第三代壓水堆核電站技術(shù)成熟性的討論[A ]. 21世紀(jì)初輻射防護(hù)論壇第三次會(huì)議暨21世紀(jì)初核安全論壇第一次會(huì)議[C ] , 2004.
　　[2] 　國(guó)務(wù)院. 中國(guó)核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃[ Z]. 2006.
　　[3] 　王昌彥. 核電用泵淺談[ J ]. 水泵技術(shù), 1994, (2) :124.
　　[4] 　Nayak A K, Sinha R K. Role of passive systems in advanced reactors [ J ]. Progress in Nuclear Energy,2007, (49) : 4862498.
　　[5] 　Marty Parece, Sandra Sloan. Introduction to the U. SEPR [M ]. AREVA NP, Inc. , 2006.
　　[6] 　陳鑒墅. 反應(yīng)堆冷卻劑泵[ J ]. 華東電力, 1979,( S1) : 46254.
　　[7] 　安朋. 核反應(yīng)堆簡(jiǎn)介[ J ]. 現(xiàn)代物理知識(shí), 2005,(02) : 12217.
　　[8] 　蔡龍,張麗平. 淺談壓水堆核電站主泵[ J ]. 水泵技術(shù), 2007, (04) : 125.
　　[9] 　Baumann E, Terry IR. The EPR: A clear step forward in dose reduction and radiation p rotection[ J ]. Nuclear Engineering and Design, 2006, (236) : 172021727.
　　[10] 　Regis A. Matzie. Investing in the Future2A Nuclear Imperative [M ]. Westinghouse Electric Company, 2006.
　　[11] 　Schulz T L. Westinghouse AP1000 advanced passive plant[ J ]. Nuclear Engineering and Design, 2006,(236) : 154721557.
　　[12] 　Westinghouse Electric Company LLC. Design Control Document, Revision 14 [M ]. Westinghouse Electric Company, 2004.
　　[13] 　高璞珍,龐鳳閣. 核動(dòng)力裝置用泵[M ]. 哈爾濱工程大學(xué)出版社, 2004.
　　[14] 　Kazem Farhadi, Anis Bousbia2salah, Franscesco D’Auria. A model for the analysis of pump startup transients in Tehran Research Reactor [ J ]. Progress in Nuclear Energy, 2007,(49) :4992510.
　　[15] 　AnisBoousbia Salah, Juswald Vedovi and Franscesco D’Auria et al. Analysis of the VVER1000 coolant trip benchmark using the coup led RELAP5 /PARCScode[ J ]. Progress in Nuclear Energy, 2006, (48) :8062819.
　　[16] 　Igor J. Karassik, Joseph P. Messina and Paul Cooper et al. Pump Handbook[M ]. McGraw2Hill Company,2001.
　　[17] 　Leonardo Tunon2Sanjur, Richard S. Orr and Sener Tinic et al. Finite elementmodeling of the AP1000 nuclear island for seismic analyses at generic soil and rock sites [ J ]. Nuclear Engineering and Design,2007, (237) : 147421485.
　　[18] 　Jacopo Buongiorno. Near2Term Advanced Nuclear Reactors and RelatedM IT Research [M ]. M IT Energy Course, 2006.
　　[19] 　秦武,李志鵬,沈宗沼,等. 核反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵的現(xiàn)狀及發(fā)展[ J ]. 水泵技術(shù), 2007, (3) : 126.
　　[20] 　陳存東,薛寬榮,屠可可. 磁力傳動(dòng)泵的渦流問(wèn)題[ J ]. 石油化工設(shè)備技術(shù), 2003, 24 (2) : 33236.