主泵泵壳结构及制造分析

对核岛中主泵的关键部件泵壳的结构及制造等方面进行了深入的分析,指明泵壳制造过程中质量保证应关注的重点环节。     

华龙一号示范项目福清核电5号机组主泵泵壳通过验收交付

正2017年8月31日,由中核集团自主设计的华龙一号首堆示范工程——福清核电5号机组首台主泵泵壳在中国一重集团大连基地顺利通过验收完成交付。这标志着我国核电装备国产化设计、制造能力实现了新的跨越,设计、制造水平实现了新的提高。主泵是核电厂的心脏,而泵壳是主泵的关键设备之一。华龙一号的安全性和寿命对主泵泵壳设计、制造提出了更高要求。此次通过验收完成交付的首台华龙一号主泵泵壳是中核集团与中国一重、哈电集     

基于2007版RCC—M规范的核主泵泵壳防快断分析

核主泵泵壳作为核电站一回路承压边界的重要组成部分,其防快速断裂的性能是设计过程中需要重点考察的项目。首先对2007版RCC—M规范中,关于设备进行防快速断裂分析的步骤、评定准则和分析参数的取值方法等进行了介绍。然后,按照该标准的要求,对适用于"华龙一号"堆型的核主泵泵壳进行了防快速断裂分析。分析结果表明:该设计结构的核主泵泵壳韧性良好,能够有效地防止快速断裂。     

非能动核电站主泵泵壳铸件改锻件可行性分析

三代非能动核电站主泵泵壳一端与蒸汽发生器出口接管对接,一端与主管道冷段对接,焊缝的质量要求较高,各阶段无损检测较易出现问题.受限于铸造工艺的局限性及零部件结构的复杂性,铸件难免会产生裂纹、夹杂、气孔、缩松等缺陷.对此,从技术性和经济性两个角度对非能动核电站主泵泵壳铸件改锻件进行了可行性分析.通过分析认为,锻造能消除金属...     

中国二重再获“华龙一号”主泵泵壳订单

<正>日前,国机集团所属中国二重与上海电气在中国二重举行了"华龙一号"主泵泵壳设备合同签字仪式。中国二重和上海电气凯士比核电泵阀有限公司共同签订了漳州1、2号核电机组6台主泵泵壳设备的供货合同。漳州1、2号核电机组为融合后"华龙一号"示范工程。主泵是核岛的"心脏",属于核电一回路中的关键一级设备。而泵壳产品是主     

主泵泵壳的机械加工技术

本文叙述了核电设备主泵泵壳的制造工艺流程和主要部位的特殊加工方法。     

屏蔽电机主泵试验回路中泵壳内流动不稳定性研究

在屏蔽电机主泵试验回路的设计过程中,为满足回路兼容性的要求,使得试验回路同时具备屏蔽泵与轴封泵的试验能力,需在进行单泵试验的时候将另一主泵泵壳封闭,以解决泵壳内的流动不稳定问题,减少湍流带来的压力损失。本文讨论了多种屏蔽泵泵壳的封闭方式,利用CFD分析软件模拟多种封闭方式下回路的压力损失及流动不稳定现象,最终给出满足回路设计要求的封闭方案,解决了泵壳内的流动不稳定问题。     

类球形压水室出流管形状对核主泵性能的影响

根据AP 1000核主泵设计参数,利用泵一维设计理论,设计了核主泵的叶轮、导叶和泵壳。应用Pro-E软件进行三维造型及装配;应用CFD技术Fluent软件对具有不同形状类球形压水室出流管的核主泵进行了CFD数值模拟。得到了泵内总压、静压、速度矢量图,分析了核主泵内流场的特点。研究结果表明,在相同流量条件下圆锥形出流管比圆柱形出流管具有更好的流动特性,在泵其它结构参数不变的条件下,圆锥形出流管的锥度范围在0.4～0.65之间时核主泵具有较好的性能参数。     

核主泵泵壳补焊的工艺优化研究

核主泵是核反应堆压力边界内的唯一能动设备,泵壳作为核主泵的承压边界部件,不可避免的存在补焊,其质量对于核主泵长期安全、可靠运行具有重要意义。泵壳材料为奥氏体不锈钢,如果焊材选择不当或焊接工艺条件及过程控制不合理,焊接接头很容易产生晶间腐蚀的倾向。对于泵壳多次补焊的情况下,相邻凹坑补焊时,后补焊对之前实施补焊热影响区是否有影响等事宜,开展了一系列的试验研究。通过焊接方法的选择、焊材及试验方案的确定,经焊接规范参数的优化,并按照ASME标准第IX卷和第Ⅲ卷NB分卷开展了焊接工艺评定试验、焊接试板的X射线探伤、焊接接头的晶间腐蚀、热影响区的模拟等试验,证明ER308L和E308L-15可分别用于泵壳精加工后及精加工前的补焊,满足相关标准和合同等要求。     

海阳核电站1号机组主泵泵壳制造完工

2011年3月20日至25日,国核工程有限公司和海阳核电站监造人员及EMD公司、西屋公司的质量监督人员一同在英国SFM公司进行了海阳1号主泵泵壳实体检查和完工文件审查监造活动,确认该批泵壳质量符合西屋公司技术规格书的要求,具备发运条件。该批泵壳随后将发往韩国斗山蒸汽发生器制造厂,以满足蒸汽发生器制造进度要求。     

球形压水室扩散管位置对核主泵性能的影响

根据AP1000核主泵设计参数,利用泵一维设计理论,设计了核主泵的叶轮,导叶和球形泵壳。应用Pro-e软件进行了三维造型及装配;利用CFD软件Fluent进行了数值模拟运算。分析了压水室扩散管位置对核主泵性能的影响,得到了核主泵内的总压分布;静压分布;速度矢量分布和流线图。数值模拟结果清楚的反映了核主泵内部流场的特点。     

核主泵泵壳三维参数化智能设计系统的应用开发与研究

泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵(简称"主泵")水力部件的重要组成部分,具有引流、导流作用,也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究,建立其参数化模型^([1]),并通过二次开发完成泵壳三维参数化智能设计系统,实现了参数驱动模型体直接生成泵壳三维的功能。该系统提高了设计效率,减少了人力投入,使其生成的三维模型满足设计过程及设计准则的标准化要求,有效减少了人为设计失误。本文的三维参数化设计理念及研究成果可以在核电其他设备上推广应用。     

300MW核电站上充泵的设计

简要介绍30万千瓦压水堆核电站的离心式上充泵的技术设计。列述泵的功用、参数特点、技术要求、结构设计特点、材料选用和技术经济指标预测。指出,针对该泵高压小流量参数和其它要求的特点,在分析对比国内外类似结构泵的利弊和该厂以往成熟经验的基础上,确定该泵以采取立式双壳节段式多级泵（泵进出口均垂直朝下）为佳。     

主泵泵壳与安全端焊接接头的设计及制造

对核岛一回路中主泵泵壳与进、出口安全端焊接接头的工作环境、结构设计以及制造等方面进行探讨     

核电站轴封型主泵轴系设计方案选择分析

压水堆核电站轴封型主泵的轴系设计方案主要有三轴承结构和四轴承结构两种型式。本文根据主泵轴系的设计要求,对比分析了三轴承轴系和四轴承轴系两种设计方案的结构特点、差异及优缺点对比,为主泵轴系设计方案的选择提供依据。     

1000 MW核主泵水力计算与压力脉动分析

本文以1000 MW核电轴流式核主泵为研究对象,首先对稳态条件下核主泵全流道流场进行计算,通过与试验值进行对比,验证了CFD数值计算准确性和精度。同时为了掌握核主泵全流道压力脉动特性,以稳态计算结果为初始条件,对核主泵非稳态数值计算,在计算中轴流泵设置了15个压力脉动监测点。计算结果表明:泵壳进口区域压力脉动为规则正弦波,主要频率为叶频;叶轮和导叶相互作用影响,压力脉动变化较复杂,脉动频率成分较多且脉动幅值较大;泵壳出口区域总体脉动较弱。     

AP 1000(第三代核电)屏蔽主泵与湿定子主泵结构特点分析

AP 1000(第三代压水堆核电技术)主泵与其它堆型核电厂所采用的轴封式主泵存在根本差异,如此巨大转动惯量的水润滑无轴封泵在商运反应堆上的应用尚属首次。目前已完成研发的AP 1000主泵分别是美国EMD公司研发的屏蔽电机泵和德国KSB公司研发的湿式定子泵。本文对这两种泵的结构特点进行了分析,包括对电机冷却、飞轮、轴承和冷却等方面进行了比较。     

旋壳泵用作核电上充泵的可能性分析

一、前言 核电上充泵属核电泵,是核电建设的关键设备,是我国核电装备的重大国产化项目之一。现行使用的上充泵多为高速多级离心泵结构,但高速多级离心泵结构复杂,在核电厂使用中装拆、维修比较困难。根据多年的设计、制造并跟踪旋壳泵在其他民用工程的运行经验,认为采用结构较为简单的单级旋壳泵作为多级离心式上充泵的替代产品是一个很好的设想。     

核主泵泵壳不符合项的简化分析与处理

核主泵泵壳在加工过程中出现划伤缺陷,由于核主泵是核一级部件,工作条件恶劣,经现场检验后对其开启了不符合项报告,停工等待处理。通过简化分析得知,缺陷去除后的泵壳在设计工况、AB级工况、C级工况、D级工况和水压试验工况下的应力强度能满足设备规范书要求。提出了对此不符合项做去除表面缺陷并打磨光滑的处理方案,方案通过了业主及评审方的审核,不符合项得以快速关闭。此方法大大缩短了处理周期,保证了项目的顺利进行。为相似不符合项处理提供了参考。     

核电站轴封型主泵防逆转装置选型与分析

防逆转装置是核电站轴封型主泵的重要组成部分,承担防止主泵电机失电后发生逆转、避免主泵电机再次启动后发生损坏的功能。文中介绍了防逆转装置的结构特点、工作原理及功能特性,对比分析了两种不同类型防逆转装置的差异,结合主泵电机及防逆转装置结构特点进行防逆转装置的选型论证与分析。