反應(yīng)堆主泵徑向止推軸承水潤滑回路自主改造創(chuàng)新

顧穎賓

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港222042）

1 改造的原因

田灣核電站一期工程兩臺機(jī)組是俄羅斯AES-91型反應(yīng)堆，其1391M型反應(yīng)堆主泵徑向止推軸承采用的水潤滑方式，是在世界上大型商用壓水堆中首次應(yīng)用，比較以往主泵常規(guī)的油潤滑方式，這一設(shè)計(jì)大大降低了核島廠房內(nèi)的火災(zāi)風(fēng)險，也一度成為田灣核電站設(shè)計(jì)先進(jìn)性的亮點(diǎn)之一。但后續(xù)的驗(yàn)證試驗(yàn)和運(yùn)行實(shí)踐證明：這一設(shè)計(jì)存在缺陷，不僅影響了電站的正常穩(wěn)定運(yùn)行，甚至?xí){到機(jī)組的核安全。

2006年2月9日是江蘇核電有限公司運(yùn)行處的安全生產(chǎn)日，事情的由來與主泵徑向止推軸承直接相關(guān)。當(dāng)天，1號機(jī)組自然循環(huán)試驗(yàn)結(jié)束，在重新啟動3號主泵的過程中，啟動失敗，結(jié)果導(dǎo)致3號主泵電機(jī)燒毀，直接原因就是3號主泵徑向止推軸承軸瓦損壞導(dǎo)致電機(jī)堵轉(zhuǎn)。

事件的后果令人觸目驚心，1號機(jī)組轉(zhuǎn)入小修，調(diào)試工期被延后50 d。期間，俄方設(shè)計(jì)院在主泵上進(jìn)行了一系列工藝、保護(hù)和監(jiān)測等相關(guān)的系統(tǒng)改造。然而，問題并沒有得到徹底解決，主泵徑向止推軸承仍然發(fā)生了一系列故障：

1）2006年6月12日，1號機(jī)組2號主泵惰轉(zhuǎn)時間異常，原因是徑向止推軸承軸瓦損壞；

2）2008年3月5日，1號機(jī)組1號主泵徑向止推軸承上幅面板損壞；

3）2009年9月2日，1號機(jī)組4號主泵徑向止推軸承釋熱率超過5%，停機(jī)小修，工期為202 h；

4）2009年10月31日，1號機(jī)組主變A相故障，保護(hù)動作停堆期間，徑向止推軸承釋熱率偏高的2、3號主泵惰轉(zhuǎn)時間異常；

5）2010年4月6日，2號機(jī)組1號主泵徑向止推軸承釋熱率超過5%，停機(jī)小修，工期為149 h；

6）2010年12月8日，2號機(jī)組3、4號主泵徑向止推軸承釋熱率超過5%，停機(jī)小修，工期為293 h。

兩臺機(jī)組自投入商運(yùn)以來，每年都要為更換主泵徑向止推軸承軸瓦進(jìn)行1～2次小修，軸承生產(chǎn)廠家承諾的24000 h運(yùn)行時間無法得到保證，最短的運(yùn)行時間僅8000余小時。這不但無法滿足年度換料的設(shè)計(jì)要求，而且也為計(jì)劃在2017年開始的18個月長周期換料的運(yùn)行前景蒙上了陰影。

主泵徑向止推軸承冷卻回路示意圖如圖1所示。

圖1 主泵徑向止推軸承冷卻回路示意圖Fig.1 Cooling circuit of primary pump radial thrust bearing

針對該缺陷，江蘇核電有限公司多次向俄方發(fā)文尋求進(jìn)一步的解決方案，但是俄方設(shè)計(jì)院并沒有給出令人滿意的回復(fù)。頻繁停堆小修更換軸承不僅帶來了經(jīng)濟(jì)上的損失，而且機(jī)組的安全可靠運(yùn)行得不到保證，能力因子偏低。

2 改造設(shè)計(jì)方案與實(shí)施準(zhǔn)備

江蘇核電有限公司委托中國核動力研究設(shè)計(jì)院對主泵徑向止推軸承軸瓦磨損的機(jī)理進(jìn)行水力計(jì)算分析。中國核動力研究設(shè)計(jì)院專家采用CFD（Computational Fluid Dynamics）方法開展主泵徑向止推軸承腔室內(nèi)壓力場和速度場的計(jì)算工作，并最終形成《主泵徑向止推軸承水力計(jì)算報告》。報告指出，田灣核電站兩臺機(jī)組主泵徑向止推軸承腔室內(nèi)存在“空化”磨損現(xiàn)象，同時因冷卻不足導(dǎo)致軸瓦磨損過快。

根據(jù)中國核動力研究設(shè)計(jì)院的專家判斷，主泵徑向止推軸承軸瓦出現(xiàn)非光滑磨損面的原因源于軸承采用水作為冷卻和潤滑介質(zhì)。與潤滑油的特性不同，水發(fā)生氣液相變的壓力和溫度臨界點(diǎn)相對更低，這就意味著水比潤滑油更容易在較低溫度或者溫度不變、壓力突降的情況下發(fā)生汽化現(xiàn)象，瞬間產(chǎn)生大量汽泡，這些汽泡在壓力恢復(fù)的過程中發(fā)生破裂，對周圍的設(shè)備造成嚴(yán)重?fù)p害。

主泵徑向止推軸承的動軸瓦高速旋轉(zhuǎn)時形成的“拖曳力”和“離心力”，驅(qū)使軸瓦附近的水沿軸瓦徑向和周向作高速流動，形成一個“高流速區(qū)”，同時，在其他位置存在一個相對的“低流速區(qū)”，水從“低流速區(qū)”突然進(jìn)入“高流速區(qū)”，壓力將大大降低，當(dāng)壓力降低到水溫所對應(yīng)的飽和蒸汽壓力以下時，水蒸氣及溶解在水中的不凝性氣體便會從水中逸出，形成水蒸氣與不凝性氣體混合的小汽泡，壓力越低，汽泡就越多；隨著水從“高流速區(qū)”進(jìn)入“低流速區(qū)”，壓力上升，當(dāng)壓力增加到高于水溫所對應(yīng)的飽和蒸汽壓力時，汽泡便在外部高壓的作用下，迅速凝結(jié)而破裂，并瞬間產(chǎn)生局部空穴，高壓水以極高的速度沖向原先汽泡占據(jù)的空間，產(chǎn)生一個極大的沖擊力，沖擊力甚至可能高達(dá)100 MPa。在這一瞬間，汽泡中的水蒸氣和不凝性氣體還未全部凝結(jié)和溶解，就在沖擊力的作用下又被分成數(shù)目眾多的小汽泡，這些小氣泡再次被高壓水壓縮和凝結(jié)，如此反復(fù)多次，直至氣泡消亡。在這一過程中，會產(chǎn)生一種類似于砂石流過管道的噪音，此種現(xiàn)象稱為“空化”。

圖2顯示了田灣核電站主泵徑向止推軸承上部軸瓦動靜交界面上的“空化”壓力云圖，從圖2中可以看出，上部軸瓦存在“空化”壓力小于0的區(qū)域，說明在上部軸瓦上發(fā)生了“空化”磨損。

圖3是對圖2“負(fù)空化壓力區(qū)”最嚴(yán)重部分的局部放大。從圖3中可以看出，在動軸瓦導(dǎo)水槽和靜軸瓦楔形槽重合處有一較大的“負(fù)空化壓力區(qū)”，而在“負(fù)空化壓力區(qū)”周邊都是較高壓力區(qū)，“負(fù)空化壓力區(qū)”所在位置與軸瓦實(shí)際磨損的位置一致。當(dāng)水進(jìn)入“負(fù)空化壓力區(qū)”時，水中瞬間產(chǎn)生大量氣泡；而緊接著在極短的時間內(nèi)進(jìn)入高壓區(qū)時，氣泡又迅速凝結(jié)而破裂。由于“負(fù)空化壓力區(qū)”相當(dāng)靠近不規(guī)則曲面，這樣就在不規(guī)則曲面上形成了局部空穴，當(dāng)高壓水以極高的速度沖向這些原先汽泡占據(jù)的空間時，產(chǎn)生一個極大的沖擊力，沖擊力甚至可能高達(dá)100 MPa，導(dǎo)致軸瓦表面發(fā)生很大的磨損。

為緩解或者避免“空化”現(xiàn)象對軸瓦的磨損，中國核動力研究設(shè)計(jì)院給出了提高主泵“頭箱”高度以增加軸瓦腔室壓力、進(jìn)而緩解或避免空化磨損的建議方案，經(jīng)江蘇核電有限公司現(xiàn)場核實(shí)，因安全殼內(nèi)空間位置限制而難以實(shí)施。

面對困境，首先提出如下的解決方案：將原主泵徑向止推軸承冷卻回路常壓開式運(yùn)行的“頭箱”改為封閉容器，保持主泵“頭箱”始終處于受壓的水實(shí)體狀態(tài)。利用現(xiàn)有的除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）0.6～0.8 MPa壓頭來增加徑向止推軸承冷卻潤滑回路的壓力，從而達(dá)到提高主泵徑向止推軸承腔室內(nèi)工作壓力的目的，以緩解或者避免空化磨損和冷卻不足對徑向止推軸承軸瓦的影響。另外，考慮到除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）有多個用戶，這些用戶需要不定期切換，切換過程中會引起除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）較大的壓力波動。為避免壓力波動對主泵徑向止推軸承軸瓦產(chǎn)生的不利影響，在軸承冷卻回路的改造方案中還需要增加穩(wěn)壓罐以穩(wěn)定系統(tǒng)壓力。

圖2 上部軸瓦動靜交界面“空化”壓力云圖Fig.2 Upper bearing bush dynamic-static interface “cavitation” pressure cloud chart

圖3 上部動軸瓦導(dǎo)水槽和靜軸瓦楔形槽相交時“空化”壓力云圖Fig.3 “Cavitation”pressure cloud chart when the guiding gutter of the upper driving box bearing and the wedge-shpaed groove of the static bearing bush come across

為有序推動該方案的實(shí)施，江蘇核電有限公司組建“提高主泵徑向止推軸承運(yùn)行可靠性”專項(xiàng)科研小組，擬定具體的改造方案，繪制新的系統(tǒng)流程圖，編排了后續(xù)工作計(jì)劃。

隨后，中國核動力研究設(shè)計(jì)院對江蘇核電有限公司提交的詳細(xì)改造設(shè)計(jì)方案的可行性進(jìn)行了分析和評價。在其2011年11月發(fā)布的《2JEB30FT901下降原因分析報告》中描述如下：為了分析田灣核電站主泵徑向止推軸承磨損產(chǎn)生的原因，江蘇核電有限公司委托中國核動力研究設(shè)計(jì)院對主泵軸承室中的水力學(xué)進(jìn)行CFD計(jì)算分析，分析結(jié)果表明在軸承腔室內(nèi)存在“空化”現(xiàn)象，其發(fā)生位置與軸瓦磨損位置一致。鑒于CFD方法計(jì)算分析的結(jié)果，江蘇核電有限公司建議把主泵“頭箱”封死，引入除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）壓力以增大軸承室內(nèi)的靜壓（改造前后方案見圖4、圖5），消除軸承室內(nèi)的空化現(xiàn)象，避免由于“空化”現(xiàn)象導(dǎo)致的軸瓦磨損，從而降低主泵徑向止推軸承釋熱率FT901。

2011年2月15日，江蘇核電有限公司向俄羅斯主泵廠家發(fā)函《田灣核電站一期工程主泵徑向止推軸承冷卻回路增壓設(shè)計(jì)變更建議》，要求其確認(rèn)建議方案的可行性。

圖4 改造前“頭箱”補(bǔ)水流程圖Fig.4 Flow chart of "headbox" water compensation before renovation

圖5 改造后“頭箱”補(bǔ)水流程圖Fig.5 Flow chart of "headbox" water compensation afte r ren

2011年3月，中國核動力研究設(shè)計(jì)院向江蘇核電有限公司提交了《除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）壓力引入到主泵“頭箱”方案論證報告》，報告認(rèn)為：田灣核電站提出的將除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）壓力引入到主泵“頭箱”的方案是可行的，可以緩解或者避免“空化”現(xiàn)象、冷卻不足對主泵徑向止推軸承軸瓦的磨損。

2011年4月11日，俄羅斯主泵廠家回函認(rèn)可：“毫無疑問，如果實(shí)施這一方案，一定會對主泵徑向止推軸承的運(yùn)行產(chǎn)生好的影響”。另外，主泵廠家建議把俄羅斯國內(nèi)VVER—2006新設(shè)計(jì)的增加外置泵的方案作為備選方案?？紤]到俄方方案尚處于概念設(shè)計(jì)階段，不僅主泵本體需要改裝、而且還要增加轉(zhuǎn)動設(shè)備，有降低運(yùn)行可靠性的風(fēng)險。江蘇核電有限公司決定暫不采用，繼續(xù)按自主方案推進(jìn)，同時跟蹤俄方方案進(jìn)展。

根據(jù)現(xiàn)場主泵實(shí)際運(yùn)行狀況，2號機(jī)組3號主泵徑向止推軸承釋熱率情況最差。在完成施工設(shè)計(jì)之后，江蘇核電有限公司正式向國家核安全局遞交了《2號機(jī)組3號主泵徑向止推軸承冷卻潤滑回路改造安全重要修改申請》。2011年4月18日，專項(xiàng)科研小組向國家核安全局匯報提高主泵徑向止推軸承冷卻回路壓力的設(shè)計(jì)方案，初步得到認(rèn)可。

2011年4月29日，江蘇核電有限公司技術(shù)委員會批準(zhǔn)主泵徑向止推軸承冷卻回路的工程改造申請。江蘇核電有限公司隨即組織中國核動力研究設(shè)計(jì)院開展詳細(xì)施工設(shè)計(jì)及物項(xiàng)準(zhǔn)備工作。并在現(xiàn)場設(shè)備布置、控制邏輯設(shè)置等方面給出了明確、詳細(xì)的建議。

為確保改造后主泵的安全啟動和運(yùn)行，江蘇核電有限公司編制了《主泵徑向止推軸承冷卻回路改造后沖洗及水壓試驗(yàn)方案》、《2號機(jī)組3號主冷卻劑泵2JEB30AP001徑向止推軸承冷卻回路充水操作單》、《2JEB30AP001徑向止推軸承冷卻回路改造后首次接入操作單》、《2JEB30AP001徑向止推軸承冷卻回路改造后新增報警響應(yīng)卡》；全面梳理和排查主泵已有的控制邏輯、聯(lián)鎖與保護(hù)，避免因改造而引起的邏輯沖突；對6個運(yùn)行值進(jìn)行全面培訓(xùn)，詳細(xì)講解技改情況與新增操作單。

國家核安全局經(jīng)過多輪對話和審評，于2011年10月27日正式發(fā)文批準(zhǔn)田灣核電站2號機(jī)組3號主泵的改造方案（國核安發(fā)[2011]164號）。

3 實(shí)施情況

獲得國家核安全局批準(zhǔn)后，江蘇核電有限公司于2011年11月4日利用2號機(jī)組小修的時機(jī)，對3號主泵徑向止推軸承回路正式實(shí)施技改，3號主泵開始按照改造后的帶壓方式運(yùn)行。主泵投運(yùn)后運(yùn)行參數(shù)立即得到明顯改善，順利通過驗(yàn)證試驗(yàn)。

4 改造效果評價

4.1 優(yōu)點(diǎn)

（1）主泵徑向止推軸承主要運(yùn)行參數(shù)得到明顯改善。

自2011年11月4日啟動至今，2號機(jī)組3號主泵運(yùn)行正常，其徑向止推軸承回路主要運(yùn)行參數(shù)與啟動前相比有明顯優(yōu)化，如圖6～圖8所示。

由圖中曲線可知，改造后2號機(jī)組3號主泵徑向止推軸承運(yùn)行參數(shù)有明顯改善：主泵徑向止推軸承回路釋熱率由原來的平均－3%降低至－18%，徑向止推軸承回路壓力由原來的平均0.97 MPa提高到1.30 MPa，徑向止推軸承回路出口溫度由原來的平均60.2 ℃降低到57.9 ℃。

針對2號機(jī)組3號主泵徑向止推軸承冷卻回路釋熱率2JEB30FT901明顯改善的狀況，江蘇核電有限公司委托中國核動力研究設(shè)計(jì)院進(jìn)行分析和評價。評價報告表明：改造前主泵徑向止推軸承回路由于“空化”磨損、冷卻不足，引發(fā)動靜軸瓦之間的摩擦力增大、摩擦產(chǎn)生的熱量增加，進(jìn)而導(dǎo)致主泵徑向止推軸承釋熱率FT901偏高。為了避免軸承腔室中的“空化”磨損，降低FT901，在不改變主泵軸承冷卻回路的條件下，封死主泵“頭箱”，引入壓力源，提高軸承室內(nèi)靜壓，是一種可行的改造方案。從改造后的運(yùn)行記錄可以看出，改造提高了軸承腔室內(nèi)的靜壓，避免或緩解了“空化”磨損，降低了主泵徑向止推軸承冷卻回路釋熱率，從而最終提高了主泵運(yùn)行的安全性與機(jī)組的經(jīng)濟(jì)性。

圖6 改造前、后主泵徑向止推軸承釋熱率對比圖Fig.6 Comparison of heat release rate of the primary pump radial thrust bearing before and after renovation

圖7 改造前、后主泵徑向止推軸承壓力對比圖Fig.7 Comparison of the primary pump radial thrust bearing pressure before and after renovation

（2）新增穩(wěn)壓罐對補(bǔ)水水源壓力波動有明顯的緩沖能力。

江蘇核電有限公司專門驗(yàn)證了除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）在向其他用戶大流量補(bǔ)水工況下，穩(wěn)壓罐對系統(tǒng)壓力波動的緩沖能力。此時主泵“頭箱”補(bǔ)水源頭壓力（KBC2）突降（見圖9中綠色曲線），而穩(wěn)壓罐壓力與液位（見圖9中黑色與紅色曲線）下降緩慢，主泵徑向止推軸承腔室壓力（見圖9中藍(lán)色曲線）也下降緩慢。參數(shù)的實(shí)際變化表明：新增穩(wěn)壓罐工作穩(wěn)定、滿足設(shè)計(jì)功能，具備足夠的壓力緩沖能力，能克服除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）壓力波動帶來的影響。

圖8 改造前、后主泵徑向止推軸承冷卻回路出口溫度對比圖Fig.8 Comparison of the cooling circuit outlet temperature of the primary pump radial thrust bearing before and after renovation

圖9 除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）壓力突降情況下，穩(wěn)壓罐對系統(tǒng)的壓力緩沖能力曲線Fig.9 The curve of pressure buffering capability of the buffer tank to system in case of sudden pressure drop of demineralized water supply system (KBC2 )

（3）具備應(yīng)對補(bǔ)水水源喪失事件的應(yīng)對能力。

田灣核電站除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）喪失包括兩種工況：一種是同時失去兩路廠外電源；另一種是除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)兩臺補(bǔ)給泵（LCU05/06AP001）同時故障。當(dāng)出現(xiàn)同時失去兩路廠外電源時，主泵自動停運(yùn)，僅依靠主泵徑向止推軸承冷卻回路穩(wěn)壓罐即可保證主泵正常惰轉(zhuǎn)時間所需冷卻水量。

針對除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）兩臺補(bǔ)給泵（LCU05/06AP001）同時故障無法啟動的預(yù)想事件，江蘇核電有限公司在主泵停運(yùn)情況下對改造后的回路處于補(bǔ)水水源喪失條件下的響應(yīng)能力進(jìn)行了驗(yàn)證。驗(yàn)證方案分為3個階段實(shí)施：

第一階段：在主泵徑向止推軸承冷卻回路失去除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）水源后，僅依靠穩(wěn)壓罐至少可保證主泵徑向止推軸承冷卻回路1 h的可靠供水。試驗(yàn)數(shù)據(jù)如圖10所示。

第二階段：穩(wěn)壓罐根據(jù)“低液位信號”自動隔離之后，打開主泵“頭箱”排氣/溢流管線上的閥門，將主泵“頭箱”恢復(fù)到改造前的狀態(tài)。此時，依靠“頭箱”水的自流來確保主泵徑向止推軸承的冷卻，至少可以保證主泵徑向止推軸承冷卻回路2 h的可靠供水。試驗(yàn)數(shù)據(jù)如圖11所示。

第三階段：如果在3 h之內(nèi)，無法恢復(fù)除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）兩臺補(bǔ)給泵（LCU05/06泵），可考慮其他補(bǔ)水措施，比如切換除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）的供水水源，由LCU07/08泵為除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）補(bǔ)水。

綜上所述，主泵徑向止推軸承冷卻回路的水源供應(yīng)能夠在充裕的響應(yīng)時間內(nèi)得到可靠保證。

（4）提升了機(jī)組整體的核安全水平。

主泵是核電廠反應(yīng)堆裝置的重要設(shè)備，主泵通過驅(qū)動一回路冷卻劑強(qiáng)制循環(huán)導(dǎo)出反應(yīng)堆堆芯釋熱。在主泵電機(jī)下部設(shè)有惰轉(zhuǎn)飛輪，主泵失去動力電源后，惰轉(zhuǎn)飛輪帶動主泵繼續(xù)惰轉(zhuǎn)，在足夠長的惰轉(zhuǎn)時間內(nèi)持續(xù)導(dǎo)出堆芯產(chǎn)生的熱量，以保證堆芯安全。因此主泵的惰轉(zhuǎn)時間至關(guān)重要，主泵徑向止推軸承的過度磨損可能會造成惰轉(zhuǎn)時間不足或引發(fā)卡軸事故，從而嚴(yán)重威脅反應(yīng)堆安全。

2012年5月，在2號機(jī)組大修期間，對各臺主泵徑向止推軸承的軸瓦解體檢查、對比分析，結(jié)果表明：改造過冷卻回路的軸瓦與沒有改造冷卻回路的軸瓦相比，前者軸瓦表面狀況較好，磨損程度更為輕微。例如：1、3號主泵，解體檢查前兩者軸瓦運(yùn)行壽命基本相同，均為7000 h左右，而3號主泵徑向止推軸承在2011年11月4日開始帶壓運(yùn)行約3000 h，而1號主泵徑向止推軸承冷卻回路未作改造。兩臺主泵徑向止推軸承上瓦塊表面磨損狀態(tài)如下：

圖10 喪失除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）水源情況下，穩(wěn)壓罐對軸承供水能力的試驗(yàn)曲線Fig.10 The curve for testing the capability of the buffer tank supplying water to bearing in case of losing water source of the demineralized water supply system (KBC2 )

圖11 主泵“頭箱”水的自流對主泵徑向止推軸承冷卻回路供水曲線Fig.11 The curve of the gravitational flow of primary pump "headbox" water supplying to the cooling circuit of the primary pump radial thrust bearing

1號主泵徑向止推軸承上瓦塊表面有較多的水蝕磨痕，典型宏觀形貌見圖12(a)。從圖12(a)可知：水蝕磨痕分布密集，數(shù)量較多，方向垂直于楔形槽。通過目測檢查，水蝕磨痕最大長度達(dá)18 mm左右。

3號主泵徑向止推軸承上瓦塊表面的水蝕磨痕輕微，數(shù)量較少，典型宏觀形貌見圖12(b)，水蝕磨痕長度明顯比1號主泵短，目測最大細(xì)溝槽長度為10 mm左右，水蝕磨痕的數(shù)量也明顯少于1號主泵。

可見，與1號主泵徑向止推軸承上瓦塊相比，3號主泵徑向止推軸承上瓦塊的表面狀況相對較好，磨損程度也降低了許多。改造方案有效緩解了軸瓦的空化磨損，對保證主泵惰轉(zhuǎn)時間、提高機(jī)組核安全水平具有重要意義。

（5）減少非計(jì)劃小修、提高機(jī)組能力因子。

改造方案避免或緩解了主泵徑向止推軸承的空化磨損，降低了主泵徑向止推軸承冷卻回路釋熱率，從而避免了在一個燃料循環(huán)周期內(nèi)因釋熱率過高引起的機(jī)組非計(jì)劃小修，有效提升了機(jī)組的能力因子。

圖12 主泵徑向止推軸承上瓦塊表面磨損宏觀形貌Fig.12 The macro pattern of surface deterioration of the upper bush of the primary pump radial thrust bearing

（6）改造充分利用現(xiàn)有工藝系統(tǒng)。

改造充分利用現(xiàn)有的工藝系統(tǒng)，除了新增加穩(wěn)壓罐外，其余部分均是利用現(xiàn)有的工藝系統(tǒng)，在略微改變現(xiàn)有系統(tǒng)運(yùn)行方式的情況下，就達(dá)到了預(yù)期的設(shè)計(jì)意圖。

（7）節(jié)約運(yùn)行維護(hù)成本。

主泵徑向止推軸承軸瓦均是從俄羅斯進(jìn)口，費(fèi)用昂貴。僅是更換一臺主泵全套徑向止推軸承軸瓦的材料費(fèi)就高達(dá)34.5萬美元。田灣核電站一期工程兩臺機(jī)組8臺主泵每年全部更換一次，僅材料費(fèi)就需要276萬美元，也即改造后每年可直接節(jié)約運(yùn)行維護(hù)成本約1800萬元人民幣，若考慮每年因主泵徑向止推軸承故障導(dǎo)致機(jī)組小修帶來的損失，則經(jīng)濟(jì)效益更為可觀。

（8）沒有增加有組織泄漏水系統(tǒng)的負(fù)擔(dān)。

為保證主泵徑向止推軸承腔室內(nèi)的水質(zhì)指標(biāo)，在軸瓦密封處設(shè)有連續(xù)流動的少量可控泄漏水以保證軸承腔室內(nèi)的水體交換，這部分水在完成潤滑冷卻的功能后流入有組織泄漏水系統(tǒng)。改造后軸瓦腔室內(nèi)的壓力雖然從0.97 MPa提高到1.30 MPa，但對于泄漏水的流量增加影響甚微。因?yàn)榱髁颗c壓頭的平方根成正比，徑向止推軸承冷卻回路壓力的增加僅引起泄漏水流量增加約0.0092 t/h，這對有組織泄漏水系統(tǒng)的工作基本沒有影響。

（9）從目前運(yùn)行情況判斷，改造為將來機(jī)組長周期換料運(yùn)行方式打下了良好的基礎(chǔ)，從目前主泵運(yùn)行情況分析，每套徑向止推軸承軸瓦運(yùn)行時間可以滿足兩次長周期換料要求。

4.2 不足之處

由于改造實(shí)施后主泵運(yùn)行時間較短，雖然當(dāng)前主泵運(yùn)行參數(shù)得到明顯優(yōu)化，軸瓦解體后磨損情況有明顯改善，表明改造方案取得了成功，但考慮到主泵對于反應(yīng)堆裝置安全的重要意義，還需要長期的運(yùn)行實(shí)踐來檢驗(yàn)改造的有效性。

5 改造方案的推廣實(shí)施

鑒于2號機(jī)組3號主泵徑向止推軸承冷卻回路改造后效果顯著，能明顯提高主泵運(yùn)行的安全性和可靠性。因此，江蘇核電有限公司在1、2號機(jī)組第5次換料大修期間對其余7臺主泵推廣實(shí)施了該項(xiàng)技改。目前所有主泵均按照新的設(shè)計(jì)方案運(yùn)行，徑向止推軸承冷卻回路運(yùn)行參數(shù)均有明顯優(yōu)化，見表1。

表1 其余7臺主泵徑向止推軸承冷卻回路改造前、后參數(shù)對比Table1 Parameter comparison of the cooling circuits of other7 primary pumps' radial thrust bearing before and after renovation

6 總結(jié)

田灣核電站主泵徑向止推軸承水潤滑回路技術(shù)改造創(chuàng)新在國家核安全局、中核集團(tuán)等上級部門的支持下獲得了初步成功。世界上首例大功率水潤滑主泵自主改造創(chuàng)新的成功實(shí)施，體現(xiàn)了中核田灣人“堅(jiān)韌不拔、攻堅(jiān)克難、勇挑重?fù)?dān)、追求卓越”的特質(zhì)。中核“田灣人”將繼續(xù)腳踏實(shí)地做好主泵后續(xù)運(yùn)行情況跟蹤及驗(yàn)證工作，為田灣核電基地的發(fā)展做出進(jìn)一步的貢獻(xiàn)。

[1]周慧輝. 主泵徑向止推軸承水力計(jì)算[R].（ZHOU Hui-hui. Hydraulic calculation for the radial thrust bearing of the primary pump [R].）

[2]曾小康.2JEB30FT901下降原因分析報告[R].（ZENG Xiao-kang. Cause analysis report for declining of2JEB30FT901 [R].）

[3]尼基夫洛夫. 俄羅斯基洛夫主泵廠關(guān)于江蘇核電有限公司《除鹽水供應(yīng)系統(tǒng)（KBC2）壓力引入到主泵頭箱方案可行性評價》的回函[R].（尼基夫洛夫.Russian Kirov Primary Pump Factory’s reply to Jiangsu Nuclear Power Co., Ltd.’s Feasibility Assessment for Introducing Pressure from the Demineralized Water Supply System (KBC2)to the Primary Pump Headbox.）