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压水堆核电厂核2级泵是一种高资源投入的工程类产品。应用以水力部件为可变有效载荷的模块化设计方法,以产品和设计实例阐明模块化设计的可行性和有效性,对核2级泵提出了开发高效费比的产品的途径。 相似文献
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<正>"AP1000堆型中使用的核级泵设备相对于其他堆型骤减,有关厂家已开始谋划转型,将产品线向其他方向延伸。"目前国内在建以及规划建设的核电站主要有法国M310堆型改进型(二代和二代加)和美国AP1000堆型(三代),其中M310改进堆型以目前辽宁红沿河厂址、福建宁德厂址、广东阳江厂址等批量建设的CPR1000堆型为典型代表,AP1000堆型则以浙江三门、山东海阳厂址上建设的中国示范堆工程为代表。其他还有已建设运营的浙江秦山三期CANDU重水堆, 相似文献
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核主泵是核电厂的核心元件,核主泵机械密封在其中起到防止介质泄漏的作用。当前,我国核主泵密封装置相关技术和产品受到国外垄断限制,核主泵摩擦副在运行状态下泄漏严重破坏核电系统的稳定运行和长周期服役,其摩擦学性能直接影响核主泵的运行性能。对于动压式核主泵机械密封,若没有处于完全液膜润滑状态,密封装置会出现异常磨损和泄漏率增大导致核主泵故障。针对核主泵摩擦副的液膜特性,从数学模型计算和软件仿真两方面分析。对温度场、速度场和应力场等进行分析,总结了密封环及副密封材料、端面热变形对摩擦学性能的影响,概述了端面形状的动压润滑机理及波度面、槽型结构和加工方法等因素对摩擦磨损的影响,为核主泵密封性能的提高和可靠运行提供理论基础。 相似文献
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核电站反应堆冷却剂泵技术是泵类产品中最先进的技术。大型先进压水堆核电站核主泵技术国际上已经基本成熟,国内核主泵技术也得到了相应的发展,包括轴封式核主泵技术和屏蔽式核主泵技术。小型核电站技术虽然在国外已经有了一定的发展,但在国内还处于起步阶段。本文主要论述国内小型压水堆核电站的核主泵类型和国内现有小型核主泵的技术特点。 相似文献
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核主泵泄漏量的大小受密封间隙影响,密封间隙形状与密封压力分布、热变形紧密相关。基于流体力学和传热学的基本原理,建立核主泵机械密封流固热耦合变形分析模型;通过分析接触状态,确定动、静环的边界约束条件。利用ANSYS软件对机械密封副的端面流场、流固热耦合热变形进行模拟分析。仿真结果表明:密封环内径与转折半径间的压力近似呈线性分布,而转折处与液膜外径之间的压力呈抛物线分布;动、静环应力分呈环形分布,最大应力处于静环上端面外径处;最高温度都出现在密封环靠近内径处,且动环温度高于静环。 相似文献
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泵用机械密封种类繁多,型号各异,但泄漏点主要有五处:1)轴套与轴间的密封;2)动环与轴套间的密封;3)动、静环间密封;4)静环与静环座间的密封;5)密封端盖与泵体间的密封。一般来说,轴 相似文献
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苯酐泵因机械密封的国内技术不成熟,多依赖进口,如何有效防止苯酐泵的泄漏和苯酐堵塞泵体,是该设备正常运转的重要研究课题。 相似文献