方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。     

秦山核电二期工程主泵瞬态计算

采用国际惯用的主泵瞬态计算方法,对秦山核电二期工程主泵可能出现的3种瞬态进行了计算,计算结果表明;两台主泵同时丧失交流电源时,主泵惰转的半流量时间大于10s,单泵惰转时,未受影响环路反应堆冷却剂流量增大,主泵卡转子时,反应堆冷却剂流量急剧减小。     

反应堆冷却剂泵的新型轴密封

本文介绍的主泵轴密封是目前世界上最先进的主泵轴密封之一,希望对国内主泵同行有所帮助。     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

压水堆核电站主泵的装配技术和管理

反应堆冷却剂泵（简称主泵）是核电站的关键设备。本文介绍了压水堆核电站主泵的装配结构、装配流程及装配的技术关键点,通过对装配中问题的总结分析,找出了影响主泵装配进度和质量的主要因素,并采取加强装配计划管理、合理安排组织分工、做好装配前技术准备、建立应急处理渠道等措施,有效地提高了装配质量和效率,可为其他核电项目主泵装配管理提供经验参考。      

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统的主要设备和管道的布置、管道支吊架的选择和设置进行了说明.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计与技术服务管理

根据秦山核电二期工程的实际经验,首先介绍了在反应堆及反应堆冷却剂系统(简称RCP系统)的设计中所采用的管理模式--项目管理模式,包括管理过程的描述和组织机构.然后简要介绍了设计管理中工程进度的控制、设计接口管理、设计质量的控制和验证、设计文件管理、中间文件的管理等等内容.介绍了技术服务管理,主要是设备制造技术服务和现场安装及调试技术服务、管理程序、技术交底、验收活动等的管理情况.     

秦山核电二期工程主泵与大亚湾核电站主泵的差异及其影响

自20世纪70年代以来,美国西屋公司始终在对主泵技术进行改进和开发,使主泵的性能有很大改进.因此,秦山和大亚湾核电站的主泵存在一定差异.秦山核电二期工程主泵通过在日本三菱重工高砂试验台架上进行全流量冷、热态性能试验,以及核电站调试和正式商业运行,已经证明主泵具有良好的机械和水力性能.本文侧重介绍了两种主泵的主要差异.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

CPR1000核电厂主泵1#密封室螺栓更换方案改进

简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)的1#密封室法兰16颗螺栓,在建设安装及运行期间因某种原因需要使用新备件更换,使用4×4更换方式的改进方法进行拆卸检查、更换等工作,替代了传统的16颗螺栓整体更换方案,并解决了狭小空间内减少劳动强度的问题,实现了优化工期且避免风险的目的。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵

介绍秦山核电二期工程主泵结构及主泵的监测和保护系统,重点介绍了秦山核电二期工程特有的双通道振动监测器及相关设备.     

ANDRITZ新型反应堆冷却剂主泵简介

ANDRITZ为配合中国的新核电项目(CNPl000)特准备了一套方案，为了继续跟综主泵的技术发展，根据大亚湾核电站用的反应堆冷却剂主泵资料，从性能参数、结构形式及布置等方面作了比较，以供新核电工程的决策．     

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。      

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统核级阀门的选型设计、采购、安装及调试

总结了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统阀门专业所从事的设计选型、采购(包括谈判,签订合同,阀门监造,验收试验等)、安装及调试等工作.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一.反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h.中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作.工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构.以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单.设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证.各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好.试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求.     

秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算

用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。     

核反应堆冷却泵用的新式轴封

【《欧洲核能综览》1999年9～10月号第46页报道】1999年5月,德国内卡核电站1号机组3号冷却剂泵在换料期间更换轴封。内卡1号机组的冷却剂泵自1977年投运以来每台泵运转了大约17万小时。目前使用的轴密封是一个两级液压密封。压水堆(PWR)冷却剂泵通常是在大约16MPa的一回路压力下工作的,泵送的一回路冷却水是温度约为290℃的轻水。转速约为1490转/分的泵轴必须通过承压部件将穿透点封死。上述运行数据也适用于密封,限流器可保持密封的较低运行温度,即在正常运行情况下最高温度为55℃。采用各种密封形式,经两级或多级液压密封来减少一回路的…     

主泵密封流量分配对化学和容积控制系统设计的影响分析

讨论了压水堆核电厂冷却剂泵密封流量分配对化学和容积控制系统(RCV)设计可能产生的影响,并对其根本原因进行了探讨.定量计算了不同主泵密封流量分配导致RCV再生热交换器出口温度的改变,指出了RCV进行适应性更改的方向.采用热工.水力软件(Flowmaster)对上充泵在不同主泵密封流量需求下的能力进行了验证.     

基于变频技术的主泵电气系统改进设计

反应堆冷却剂泵(主泵)电气系统向主泵提供电源并实施电气控制与保护.介绍了主泵运行中的实际要求及当前主泵电气系统现状,应用变频技术对主泵电气系统进行整体优化改进设计,并对改进方案进行可行性分析.分析表明,改进设计的主泵电气系统更适合各种运行工况对主泵的运行要求.     

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况.主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据.同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考.