核主泵電動機絕緣技術研究與發展

祁世發方建國劉 洋劉亞麗

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核主泵電動機絕緣技術研究與發展

祁世發1，2，方建國1，2，劉 洋1，2，劉亞麗3

（1.黑龍江省核主泵工程技術研究中心，哈爾濱，150040；2.哈爾濱電氣動力裝備有限責任公司，哈爾濱，150040； 3.機械工業北京電工技術經濟研究所, 北京 100070）

核主泵在反應堆核島內運行，始終受到核島內高能射線的輻射作用，因此，電動機絕緣系統承受高能射線的水平，是核主泵電動機絕緣系統設計的必要條件。絕緣結構的快速熱老化評定試驗是絕緣系統的耐熱等級和熱壽命的科學評定方法，為核主泵電動機絕緣系統的可靠運行提供了科學的依據。

核主泵電動機；絕緣；核輻射；快速熱老化

0 前言

核電能源因其清潔、高效、安全、可靠及使用壽命長等優勢，越來越被人們所用。核主泵用于核反應堆冷卻劑循環系統，又稱冷卻劑強制循環泵。核主泵要求能在潮濕環境、工況多變、有強烈沖擊和振動的情況下，保障反應堆冷卻劑在高溫、高壓力、強放射性的條件下安常循環。核主泵是反應堆核島內的核一級安全部件，是關鍵配套設備之一，也是國際上核禁運設備之一。

目前具有設計制造核主泵能力的公司主要有：美國西屋/EMD、法馬通/日蒙、德國KSB、奧地利Andritz、日本三菱、俄羅斯ASE/SUMY等。

核主泵主要由泵和電動機組成。核主泵分為：（1）軸封式，即泵與電動機分體，中間由聯軸器聯結。電動機為立式、空冷異步電動機；（2）無軸封式，即泵與電動機由同一根軸聯成一體。電動機為立式，水冷屏蔽型異步電動機。

本文主要介紹哈電動裝公司核主泵電動機絕緣技術的研究和發展情況。

1 高能輻射對絕緣材料性能的影響[1]

核主泵在反應堆核島內運行，因此核主泵電動機絕緣要承受射線的輻射。射線、Χ射線、快中子具有很高的穿透力，絕緣材料多為化學高分子聚合物，在高能輻射下可引起其分子的電離或激發，當其劑量達到一定量值時，使絕緣材料發生裂解老化。絕緣材料耐輻照水平，判斷標準為IEC 60544-4-2003[16](原IEC60544-3-1979[15])，標準中規定：性能考核標準為表面電阻率和體積電阻率及絕緣電阻保持在原始值的90%以上；電氣強度及機械強度保持在原始值的50%以上。

2 絕緣系統各組份的耐輻射性能

核主泵電動機技術條件要求其電動機絕緣系統必須能夠承受一定劑量的輻射累計劑量[2]，本文中電機繞組所受到的累計輻射吸收劑量為2×105Gy及以上。

2.1 電磁線絕緣

電磁線由銅導體及絕緣組成。下列5種電磁線在空氣中耐受2×105Gy輻射前后的電氣擊穿水平、彎曲性能和附著性能一致，在核主泵電動機絕緣系統中得到應用。

（1）有機硅雙玻璃纖維繞包銅扁線[3]；

（2）雙玻聚酰亞胺-氟46復合薄膜繞包銅扁線[5]，

（3）聚酰亞胺-氟46復合薄膜銅扁線[4]；

（4）240級聚酰亞胺漆包銅扁線；

（5）單玻防電暈（三層復合）漆包圓銅繞組線。

2.2 云母帶[11]

電動機絕緣中的云母帶由膠粘劑、云母紙和補強材料組合而成，哈電動裝公司主泵電動機主絕緣云母帶有以下幾種。

2.2.1 F級環氧少膠粉云母帶

F級環氧玻璃少膠粉云母帶和環氧薄膜少膠粉云母帶耐輻照（2×105Gy）性能見表1。

表1 F級環氧少膠云母帶輻照前后性能

2.2.2 220級少膠粉云母帶

220級少膠粉云母帶為厚粉紙云母帶。表2列出了國產粉云母帶與進口粉云母帶輻照（2×105Gy）前后的測試數據。

表2 220級少膠云母帶輻照前后性能

2.2.3 H級少膠粉云母帶

H級少膠粉云母帶可分為玻璃粉云母帶、聚酰亞胺薄膜玻璃粉云母帶等，以二苯醚衍生物為膠粘劑。表3為聚酰亞胺薄膜玻璃粉云母帶的輻照試驗數據。

2.3 浸漬樹脂

2.3.1 環氧型無溶劑浸漬樹脂

表4給出了環氧酸酐浸漬樹脂和環氧硼胺浸漬樹脂輻照前后測試數據。

從表4可見，這兩種F級環氧型浸漬樹脂均可在輻照累積劑量5×105Gy范圍內使用。

表3 H級聚酰亞胺薄膜玻璃粉云母帶輻照前后性能

表4 環氧浸漬樹脂輻照前后性能

2.3.2 聚酯亞胺無溶劑浸漬樹脂[7]

聚酯亞胺無溶劑浸漬樹脂由單組份不飽和聚酯亞胺和活性單體苯乙烯組成，具有耐熱等級高、熱穩定性優良、粘接強度高、機電性能優越、耐溶劑、耐潮濕、耐腐蝕、耐輻照、貯存期長及浸透性好、固化快、固化溫度低等特點。耐熱等級180級和200級聚酯亞胺型浸漬樹脂耐輻照數據見表5。

表5 聚酯亞胺浸漬樹脂輻照前后性能

2.3.3 有機硅無溶劑浸漬樹脂

有機硅無溶劑浸漬樹脂輻照前后電氣性能測試見表6。

表6有機硅無溶劑浸漬樹脂輻照前后性能

項目體積電阻率表面電阻率介質損耗因數電氣強度 單位MΩ·mMΩ%MV/m 原始值5.77×1083.54×1080.14423.6 2×105Gy4.67×1086.1×108

3 核主泵電動機絕緣系統的特殊要求

核主泵電動機絕緣系統與普通電動機絕緣系統不同之處：

（1）要求絕緣系統承受輻照累積劑量達1×105Gy；

（2）電動機為立式則要求定子繞組加強線圈固定，定子繞組固定方式與普通電動機定子繞組固定方式不同；

（3）絕緣系統運行壽命長[6]，一般電機為20年，軸封電動機以前要求30年，現在要求達40年，屏蔽電動機要求60年；

（4）要求絕緣系統防潮、防霉，并具有優異的抗沖擊和抗振動性能；

（5）由于電動機外形尺寸受到接口尺寸和空間的限制，要求電機外形尺寸最小；

（6）目前核主泵電動機定子絕緣系統耐熱等級高達220級。

4 核主泵電動機絕緣系統

20世紀60年代初，哈電開始為核動力裝置配套自主研究設計屏蔽式核主泵電動機，從380V、8kW、H級屏蔽核主泵電動機絕緣系統到目前的6.9kV、6000kW、220級屏蔽核主泵電動機[12]、軸封式電動機由無到有，額定電壓由6kV到6.6kV、功率由4500kW到8000kW絕緣系統的研發及應用。

4.1高壓大容量屏蔽式電動機絕緣系統

為配合我國第三代百萬千瓦級壓水堆核電站工程的設計和制造，引進了高壓大容量核主泵屏蔽式電動機技術，其絕緣結構見表7。

以兩種國產材料和進口材料制作的定子模擬線棒，經輻照前后的介質損耗角正切（tan）和擊穿電壓的測試值見表8。

三種材料制作的定子模擬繞組輻照前后的耐熱老化和壽命評定的結果見表9和表10。

經過各項絕緣性能試驗和耐熱老化評定可證明：國產化的、自主設計的高電壓、大容量核主泵屏蔽式電動機絕緣系統的絕緣水平與進口的、引進的電動機絕緣水平相當。

表7 變頻啟動屏蔽電動機的技術要求和絕緣結構[14]

表8 模擬線棒輻照前后的tanδ和擊穿電壓值（平均值）

表9 定子繞組絕緣結構溫度指數(TI)

表10 定子繞組絕緣結構60年絕緣壽命對應最高運行溫度

4.2 軸封式核主泵電動機絕緣系統[13]

軸封式核主泵主要用于二代和二代加壓水堆核電站工程。

4.2.1 定子繞組絕緣結構

C1型定子繞組主絕緣采用中膠云母帶、整體VPI浸漬工藝[9]；C3型和二代加線圈主絕緣采用少膠云母帶、整體VPI浸漬工藝[8]。C3型和二代加線圈主絕緣厚度比C1型薄。

4.2.2 耐輻射性能

圖1為C3型和二代加模擬絕緣結構與C1型模擬絕緣結構的常態介質損耗角正切（tgδ）；表11為擊穿電壓數據。

圖1 模擬絕緣結構輻照前后常態介質損耗正切曲線（額定電壓為6kV）

表11模擬絕緣結構輻照前后擊穿電壓值

型號C1型(kV)C3型和二代加(kV) 未輻照64 5192.6 82.4 80.9 88.3 93.2 2×105Gy67 6385.3 78.8 79.6 75.8 74.3

4.2.3 耐熱性評定[10]

C1型絕緣系統的溫度指數為162℃，熱壽命超過50年。C3型和二代加絕緣系統的溫度指數為174.5℃，在130℃運行溫度下，壽命為63.3年。

5 結語

近年來，隨著國際國內科學技術的發展的進步，我國核主泵屏蔽電動機絕緣技術有了長足的進步。目前，哈電動裝公司核主泵屏蔽電動機絕緣系統額定電壓由380V提升到6.9kV、耐熱等級由H級提升到220級，容量由8kW增容到6000kW，絕緣系統耐熱壽命由15年、20年、30年提高到60年。

軸封式電動機由無到有，額定電壓有6kV及6.6kV、功率由4500kW增容到了8000kW。

核主泵電動機起動方式由正常起動發展到變頻起動。

這一切都標志著我國核主泵電動機絕緣技術在不斷的發展和進步。近二十年來哈電動裝公司核主泵電機產品安全運行實踐表明，我國核主泵電動機絕緣技術水平已達到了世界一流水平。

電動機絕緣結構的快速熱老化評定試驗為核主泵電動機的安全運行提供了科學依據。

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Research and Development of Insulation Technology for Reactor Coolant Pump Motor

QI Shifa, FANG Jianguo, LIU Yang, LIU Yali

（1.Engineering Research Center of RCP Heilongjiang Province,Harbin Electric Power Equipment Company Limited, Harbin 150040, China; 2. Beijing Electrical Research Institute, Bingjing 100070, China.）

Reactor coolant pump is arranged to operate within the reactor nuclear island. The insulation system of the motor is exposed to high energy X-ray radiation from the nuclear island. The assessment of the endurance level to high energy radiation of the selected insulating material and insulation structure is a necessary step in the design of insulation system of reactor coolant pump motor. and thermal aging evaluation and insulation test is scientific evaluation of the insulation system of the life of heat and heat resistant grades and provide a scientific basis for the reliable operation of the reactor coolant pump motor.

reactor coolant pump motor; insulation system; Gamma ray; radiation resistance test; stator winding insulation; thermal ageing assessment

TM623, TM32

A

1000-3983（2017）02-0034-04

2016-09-02

祁世發（1964-），1987年畢業于哈爾濱電工學院絕緣技術專業，一直從事電機絕緣技術工作，高級工程師。

審稿人：孫永鑫