浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依赖国外引进。核主泵的国产化,是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将进一步促进我国核电事业的快速发展。本文通过对当今世界核电主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理主要发达国家发展核电主泵的历程,建议培育我国核电主泵的自主设计能力、自主制造能力和自主试验验证能力。提出只要认认真真学习,掌握先进技术,扎扎实实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

核主泵试验台技术现状及发展趋势

反应堆冷却剂泵~([1])(通称"核主泵")是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一,是核岛内唯一的旋转设备,是核电站的心脏。核主泵试验台是核主泵设计是否合理的最终验证方式。本文主要介绍目前核主泵试验台的技术现状、发展趋势。     

浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依靠从国外引进。核主泵的国产化是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将极大地促进我国核电的飞跃发展。本文通过对当今世界核主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理出主要核电大国发展核电主泵的历程,提出培育我国核电主泵自主设计、自主制造能力的建议,认为只要认真、扎实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

台山核电站主泵较之大亚湾主泵的设计改进

法国日蒙公司于20世纪70年代初期开始使用美国西屋公司技术生产93D和100型主泵(反应堆冷却剂循环泵),通过技术引进、吸收和再创新,至20世纪末,其生产的核主泵在世界上已处于先进水平。我国大亚湾和台山核电站主泵均由法国日蒙公司设计制造,本文通过台山核电站与大亚湾核电站主泵水力部件、轴密封等零部件的设计对比,分析日蒙公司主泵在技术方面的改进。     

浅谈压水堆核电站AP1000屏蔽式电动主泵

综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆AP1000屏蔽式电动主泵的主要技术特点,通过对屏蔽式电动主泵功能及机械结构方面的介绍,探讨其设计上的独特优点,分析评估此泵在我国技术转让过程中存在的潜在风险。     

核电用泵浅谈

在核电站中各种泵类机组是重要的辅机设备。核电用泵是代表泵类技术先进水平、具有高技术含量和高产值的产品之一。 核电站根据产生蒸汽方式的不同(确切地说是根据中子慢化剂/冷却堆芯的载热剂的不同)分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆和尚未投入商业运行的快中子增殖堆,其中轻水堆又分为压水堆和沸水堆两种。不同的堆型需要不同的泵型。     

浅谈压水堆核电站主泵

简要介绍核电站主流堆型——压水堆、压水堆核电站主泵（反应堆冷却剂循环泵）的种类、功能及以300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵（简称主泵）的结构特点、关键部件（水力部分、密封、轴承等）的工作原理、性能及特点。     

我国第三代核电站首批国产化核级泵启运

近日,我国首批第三代EPR压水堆核电站国产化核岛关键核级泵——设备冷却水泵从大连深蓝泵业有限公司启运前往广东台山核电站。此次发运的3台冷却水泵,标志着我国在第三代EPR压水堆核电站核岛关键核级泵国产化方面取得了又一重大突破。     

CAP1000核主泵闭式锻造叶轮加工技术

CAP1000屏蔽式核主泵作为泵行业的高端设备,是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备,其自主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点。本文对核电主泵的国内技术现状以及1000 MW核主泵的锻造叶轮加工技术进行了介绍。目前国内企业已完成了多项关键技术,如水力部件、隔热屏、换热器、全流量试验等的自主化,但核主泵叶轮采用锻件加工的技术并没有完整建立,有待进一步研究。     

我国首台百万千瓦核电主泵研制成功

近日,国内首台百万千瓦核电主泵在德阳东方阿海珐核泵有限责任公司成功产出,并发往广东岭澳二期核电站。这标志着我国核电设备主要部件——主泵的国产化取得重要进展,核电设备国内配套制造能力显著增强。     

ACP100核主泵四象限全特性模型试验研究

核主泵是核岛一回路系统的核心设备,决定着核电运转控制水循环的安全性和可靠性。300 MW以下的小型堆核主泵技术在国内尚属空白,ACP100核主泵的研制将有效支撑我国小型核反应堆技术的发展和推广。本文采用降转速测试方法对1:1的ACP100核主泵水力模型进行四象限全特性模型试验,测得泵工况性能指标满足设计;四象限曲线数据完整,为后续核主泵过渡过程和整体回路系统瞬态热工水力特性计算提供了有效数据。     

RCPl00反应堆冷却剂循环主泵

反应堆冷却剂循环泵(简称主泵)是压水堆核电站一回路系统中的关键设备,它安装于核电厂的压力壳内,在反应堆与蒸汽发生器之间的冷段管路上,循环该回路中的冷却剂。     

核主泵模型的冷态性能试验研究

结合某核电站的主泵水力模型的开发要求,进行基于实际运行状态下的模型冷态性能的试验研究,换算得出的核主泵的真机性能和水力特性满足设计要求.试验结果为核主泵的水力优化设计提供有益的参考.     

轴封型反应堆冷却剂泵结构的对比分析

反应堆冷却剂泵(主泵)是压水堆核电站中的重要设备,其结构复杂,安全可靠性要求很高,本文主要介绍2种反应堆冷却剂泵的结构差异、各自的优点,对水力部件、轴承、机械密封和飞轮等进行对比分析。     

百万千瓦压水堆核电站安全壳喷淋泵分析

安全壳喷淋泵是核电站安全壳喷淋系统（EAS）的组成部分,通过国内、外安全壳喷淋泵在水力设计、结构设计和各细部设计的对比,分析出核电站核泵研制的新思路。     

百万千瓦压水堆核电轴封型主泵研制综述

目前,轴封型核主泵是核电站一回路系统中唯一还没有实现国产化的设备。通过对该核主泵设计与制造的国内技术现状描述以及对该主泵结构设计的简要介绍,概述了该核主泵研制的阶段性进展,并对核主泵的市场前景进行分析,指出核主泵国产化研制的重要意义,并阐明轴封主泵将在很长一段时间内占据主导地位。     

核电主泵安全保障设计上的考虑

<正>立式结构的主泵在运行过程中,存在轴向推力为零的漂浮状态(失重),如何保持主泵转子部件在失重的情况下保持平稳运行,是非常重要的。核主泵作为压水堆核电站核岛的心脏,是核电站的重大关键设备,更需对核主泵的安全可靠性提出严格的要求,核主泵安全1级,抗震I类部件,质保等级1级。核主泵输送的是高温、高压、高辐射的介质,为了保证核主泵绝对的安全可靠性,在结构上除保证耐高温、     

核电站主泵转子稳定性研究

本文通过压水堆核电站轴封型主泵的设计计算,结合产品出厂试验及在电站现场调试运行情况,分析了RSR轴封型核主泵转子部件轴向力的构成,初步设定转子运行的边界条件,采用理论方法计算转子部件总的轴向力,并与水力模型泵实测获得的轴向力进行对比。在此基础上,分析了影响核主泵转子运行稳定性的诸因素,针对性地提出了应对措施。核主泵已在全流量试验回路上进行了多次测试,并顺利通过了核电站的冷调试和热调试阶段,主泵运行稳定。     

浅谈1000MW核电站用余热排出泵

核电是目前世界上最具发展前景的能源，大功率机组的核电站更是发展趋势。核电用泵是核电站的关键辅机，依据可靠性要求程度和泵的作用核电用泵分为核一级、核二级、核三级泵，其中余热排出泵属于核二级泵，而且是唯一一种位于安全壳内的核二级泵。本文简介1000MW核电站用余热排出泵的技术特点、性能要求及技术难度。     

三代核电核岛主设备蒸汽发生器关键焊接技术

正1.概述目前在建的广东台山核电站建设采用三代核电技术,该堆型是欧洲第三代先进压水堆核电站,采用4个环路,单台发电能力为1 600MW,单机容量大,在经济性上极具竞争力,是现今国际上最先进的核电堆型之一。台山核电站采用RCC—M 2007规范设计建造,技术要求高,制造难度大。蒸汽发生器是反应堆最关键部件之一,在核电站运行过程