离心泵主要性能参数与反应堆安全运行杨树春，李加刚（中国核动力研究设计院，成都，610005）验堆（HFETR）运行为背景，归纳了离心泵在运行过程中容易出现的10种典型故障；运用离心泵的基础知识，可帮助运行人员迅速发现、判断和处理离心泵在运行时发生的故障，保证反应堆安全运行。
1前言反应堆一回路的冷却剂泵大多使用离心杲（通常称为主泵），它是导出堆内裂变热的重要转动设备，泵一旦出现故障或产生其它缺陷，将严重影响反应堆、主热交换器、稳压器等的主要运行参数，给反应堆的安全运行带来不利的影响。
因此，反应堆的安全与主泵的可靠运行有密切关系。本文以HFETR运行为背景，从离心泵的主要性能参数和数学模型出发，指出常见的离心泵运行故障并讨论应引起人们注意的有关问题。
2离心泵的主要性能参数2.1主要性能参数关系在反应堆运行过程中，运行人员对一回路冷却系统的参数关心的是主泵流量、扬程（压力）、主泵G-W特性曲线有效功率和电机输出功率的特性，当运行工况改变或一回路运行参数出现异常波动时，有利于运行人员根据有效规程及时采取行动。主泵主要性能参数关系为：2.2理论特性曲线与实际特性曲线性曲线见。
主泵（2-打特性曲线杨树春等：离心泵主要性能参数与反应堆安全运行3主要性能参数与安全运行的关系3.1泵流置与运行的关系对篼温高压考验回路而言，等值的质量流量和体积流量的冷却效果不一样，其原因是流体在不同温度下的焓熵值发生了变化。另外，从（1）、（3）式可以看出，流体密度的变化导致泵的体积流量增减，弓丨起系统压力波动。对结构已固定的回路系统而言，系统阻力也将发生变化，终系统参数将在一个新的状态下平衡或稳定。
3.2栗的扬程、功率与运行的关系茱型一定时，扬程是流量的减函数，泵流量越大，扬程就越低。在运行过程中调节系统参数时，要避免一回路冷却系统的压力低于流体的饱和蒸汽压，否则，堆芯流体将产生容积沸腾；但系统压力过高，可能会使含有放射性物质的流体泄漏增加；还可能导致某些关键承压设备因超压损坏，造成LOCA事故。
由（2-yv曲线可知，泵电机在启动时，其启动电流约为工作电流的5~7倍（栗的功率越大，其启动电流与工作电流的比值越大）。启动瞬间的电磁转换发出大量热，巨大的电流及热能冲击对电机定子绕组的绝缘极为不利。因此，操作规程明确规定：在泵启动时，应当关闭出口阀（注意：容积泵、轴流泵不能关闭出口阀）。这时的电机功率较小，在稍后的稳定运行中，再逐步调节系统运行参数。
4离心泵常见故障根据HFETR多年的运行统计，将离心泵在运行过程中出现的典型故障分为10种类型（表1）。将收集、整理的部分国外核电站的主泵典型故障列于表2m.以表1中“泵电流波幅较大，流量不稳定”
故障为例，简要说明判断离心泵故障类型的方法。在某次执行反应堆“停堆冷却”过程中，运行人员从主控室以遥控方式启动了某台离心泵。启动后发现，该泵的电流表指示在。2/ ~0.9/之间大幅度波动，而流量表指示在零至额定值之间波动。
上述现象说明，茱已启动成功（供电正常），且管路出口无堵塞（有流量指示），电流表和流量表指示的大幅波动说明栗的负荷不稳定，根据所示的结构，初步判断是联轴器故障。运行人员立即停泵并去现场检查发现，联轴器部分齿轮严重磨损。当动力传递至磨损不严重的齿轮处时，栗可以输出流量；当动力传递至磨损严重的齿轮处时，泵基本上无流量输出，表现为流量忽大忽小和电流摆幅较大的现象。针对此故障，维修人员找出了故障原因并制订了纠正措施。
核动力工程HTETR主泵单元结构示意图需要指出的是，如果反应堆在“功率运行”
工况下，主冷却系统中相同或相似结构的泵发生上述故障，可能使系统压力出现较大波动，引起稳压器液位波动过度；流量忽大忽小会在堆芯形成冷水效应，使反应性和中子注量率发生变化；系统温度快速上升，轻者使反应堆造成热积累，恶化冷却条件，使反应堆偏离正常运行限值，导致反应堆保护停堆；严重时将使反应堆燃料元件或组件烧毁，给反应堆安全运行带来灾难性后果。
因此，在运行过程中，应对冷却系统中的离心栗故障给予高度的注意，可以参照表1给出的故障类型，及时采取正确的处理措施，确保反应堆处于安全状态。
5结束语HFETR主控室和考验回路控制室的运行人员，对运行中出现的异常或故障，应当认真、谨慎的分析，及时处理，防止事态扩大或重叠运行事件。在HFETR运行过程中，笔者通过运用离心泵的基础理论知识并结合系统实际状况，曾经准确判断和正确处理多起主泵、加压栗和应急泵的故障，保证了HFETR的安全运行。需要说明的是‘随着HFETR工作任务的增加和系统技术改造的进一步展开，反应堆的物理、热工特性以及一回路冷却系统的水力特性、系统构成可能发生变化，故文中表丨所列的设备故障现象将会发生变化；因而，在引用时应注意当时的运行工况、设备类型和其它相关信息，防止犯经验主义的错误。
