[发明专利]一种核电站用余热排出泵

说明书

技术领域

本发明涉及一种核电站用余热排出泵。

背景技术

目前的百万千瓦级压水堆核电站用余热排出泵的结构形式为卧式、单级、单吸、悬臂式离心泵，该泵的主要功能是：排出反应堆堆芯的余热、排出一回路和设备的显热、排出主泵产生的热量。

现有的百万千瓦级压水堆核电站余热排出泵的叶轮螺母最大外圆的直径为102mm，叶轮后盖板进口端的外径为113mm，即叶轮螺母的最大外圆直径比叶轮后盖板进口端的外径小11mm，这样就使得进入叶轮的液体受到额外11mm的圆盘阻挡而损失一部分能量，最终使泵的效率大大减少。另外泵有时会出现反转情况，使叶轮螺母出现松动现象，因而影响了泵运行的可靠性和安全性。

由于余热排出泵输送的介质并不像其它的泵那样只输送恒温介质，而是输送变温介质。介质温度的变化会使泵的进口压力发生变化，这就导致了泵轴向力的多变性，进而使承受轴向力的球轴承受到额外的负荷，产生更大的热量，致使该泵普遍有轴承的发热量大，轴承寿命短、维修不方便，抗震性差等问题，轴封装置存在使用寿命短、耐高温能力差、泄漏量大等现象。

现有的解决余热排出泵在LOCA环境下高温蒸汽对轴承及润滑脂的破坏问题均采用在轴承体的非驱动端端面上开几个小通孔的方法。该方法虽然解决了上述存在的问题，但是又带来了新的麻烦，那就是LOCA环境下安全壳内的高温蒸汽及冷凝水通过这几个小通孔进入轴承体内，从而破坏了润滑脂的性能。

发明内容

本发明的目的是为了克服现有技术的不足，提供一种核电站用余热排出泵，它能够很好的满足核电站中的各项要求，解决了核电站余热排出泵输送高温介质时轴向力过大，轴承发热量大，维修不方便，抗震性差以及LOCA环境下高温蒸汽及可能产生的冷凝水进入轴承对润滑脂的破坏等问题。

实现上述目的的技术方案是：一种核电站用余热排出泵，包括定子部件、转子部件、轴承部件及轴封装置，所述定子部件包括泵壳、设在泵壳内腔的导叶、连接在泵壳前端的泵盖及连接在泵盖前端的密封函体，所述转子部件包括泵轴、通过叶轮螺母套装在泵轴上并位于所述导叶的内腔的叶轮；所述轴承部件包括前、后部分别设有轴承腔的轴承体、覆盖在轴承体两端的轴承压盖、设置在前轴承腔中的驱动端轴承及设置在后轴承腔中的非驱动端轴承，所述轴封装置设在所述密封函体的内腔，其中，

所述泵壳的进口和出口垂直设置，该泵壳的内腔为环形压出室；

所述叶轮的前盖板与所述导叶之间设有前密封环，所述叶轮的后盖板与所述泵盖之间设有后密封环，所述前密封环的内径大于所述后密封环的内径；

所述叶轮螺母包括六角头及连接在六角头后端的盖式螺母体，螺母体的外表面为前小后大的圆锥面，该螺母体的最大外圆直径与所述叶轮的后盖板的进口端的外径相等，在叶轮螺母的外表面上轴向切削一平面；

所述转子部件还包括一止动垫片，该止动垫片包括一圆环片及垂直连接在圆环片的前端面并位于圆环内圆面的舌片，该圆环片的外圆直径与所述螺母体的最大外圆直径相等，所述止动垫片以其舌片覆在所述叶轮螺母的平面上的方式设置在叶轮螺母与叶轮之间；

所述轴承部件包括还包括冷却水套及冷却水管路，所述轴承体的外表面沿轴向间隔地设有若干连通的凹环形水槽，所述冷却水套套装在所述轴承体的外部，使所述水槽和冷却水套的内壁构成冷却水腔；所述冷却水管路与所述冷却水腔连通并形成循环水回路；

所述轴承压盖的内腔分别设置一轴承保护器；

所述轴封装置为集装式平衡型单端面机械密封。

上述的核电站用余热排出泵，所述轴承保护器包括转子套、定子套、切断器及激发器，其中，

所述转子套的后端面设有内高外低的台阶式迷宫槽，该转子套的内端面与所述泵轴为过盈配合，该转子套通过转子套密封圈固定在所述泵轴上；

所述定子套的前端面设有内低外高的台阶式迷宫槽，该定子套的外端面与所述轴承压盖的内腔面为过盈配合，该定子套的内端面与所述泵轴为间隙配合，该定子套以其迷宫槽的槽壁间隙地嵌在所述转子套的迷宫槽中的方式位于所述转子套的后部并通过定子套密封圈固定在所述轴承压盖上，使所述定子套的迷宫槽和所述转子套的迷宫槽构成曲折的密封通道；

所述切断器和激发器均设在所述密封通道中，并且，在所述泵轴静止时，所述激发器与所述切断器吻合而将密封通道封闭，在所述泵轴转动时，所述激发器与所述切断器分离而将密封通道打开；

上述的核电站用余热排出泵，所述轴封装置包括机封轴套、泵效环、机封压盖、动环、静环座、静环、若干弹簧、节流环及挡板，其中，