核主泵在高温下的可运行性分析
时间:2025-12-24 作者:翟晓,李智,王晋,谷继品
【摘要】快中子增值反应堆(快堆)是第四代核能系统中的主要堆型之一;中国实验快堆(简称 CEFR)工程是国家重大项目,也是我国快堆技术发展具有重要里程碑意义的工程项目。为保证 CEFR 运行安全性,中国实验快堆在一回路钠泵需在事故工况下可以维持低转速运行,为堆芯提供足够的强迫循环流量,承担导出堆芯余热的安全功能。双绕组电机改造后,工况要求中对一回路主泵在 460℃时,长期运行转速由 150rpm 变为 150rpm 或 167rpm。在此新的工况条件下,为了保证一回路主泵的可用性,对一回路主泵在低转速下的高温可运行性进行了全面评估。经计算表明,基于一回路主泵新增工况,补充论述了俄供一回路主泵在 460℃额定转速下的主轴强度计算及评估结果,一回路主泵在 460℃额定转速下,满足静态和动态强度条件。根据始设计和补充计算评估结果来看,CEFR 一回路主泵能够在输送钠温为 460℃时,在 167rpm 下长期运行。
关键词:四代堆;钠冷快堆;主泵;可运行性