排灌机械工程学报

作者：龙云，袁寿其,朱荣生,付强,李天斌

单位：1. 江苏大学国家水泵及系统工程技术研究中心, 江苏 镇江212013; 2. 上海电气凯士比核电泵阀有限公司, 上海 201306

关键词：核主泵,水力优化设计,全特性,气液两相流动,流固耦合

基金：国家自然科学青年基金资助项目(51906085);中国博士后科学基金面上资助项目(2019M651734);浙江省博士后基金资助项目(2019)

核主泵是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转设备,是影响核电厂安全性和可靠性的最关键设备,其长时间高效、稳定、安全地运行对防止核电厂事故的发生极为重要.近年来,随着全球核电工业高速发展,核主泵的重要性引起广泛关注.核主泵作为一回路承压边界的重要组成部分,在启停、地震、海啸等瞬态和异常工况下,或发生卡轴、轴密封泄漏以及失去外动力等事故时,核主泵驱动冷却剂的循环能力与反应堆释热之间的平衡遭到破坏,严重威胁堆芯安全.各种复杂工况下核主泵关键部件及其关联系统的复杂性和高安全性,是核主泵设计和制造难度极高的主要原因.针对核电技术的发展历程开展论述,介绍世界主要三代核电技术和中国三代核电建设和发展现状,介绍了中国独立自主三代核电技术“华龙一号”HPR1000和“国和一号”CAP1400,并以CAP系列核主泵为例简要介绍第三代压水堆系统和关键设备,介绍了2种典型无轴密封形式的核主泵:屏蔽电机核主泵和湿绕组核主泵.针对核主泵的水力优化设计、全特性、事故工况下水动力特性、气液两相流动、空化特性、流固耦合等内部流动研究现状开展论述.核主泵的安全可靠极为重要,核主泵设计加工制造也极具挑战.因此对核主泵内部流动基础理论和关键技术进行深入研究,突破国外的技术壁垒,掌握自主知识产权的核心技术和关键技术,实现核主泵技术的跨越式发展,是当前中国急待解决的“卡脖子”难题.

来源：2020年第11期

《排灌机械工程学报》期刊编辑部

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