新轴承使核电站运行更稳定

正日前,由哈电集团哈尔滨电气动力装备有限公司完全自主研制的"华龙一号"核电机组反应堆冷却剂泵推力轴承在哈尔滨通过专家评审。反应堆冷却剂泵是核电站回路系统中的重要设备,而轴承则是反应堆冷却剂泵的关键部件,是核电站正常运行的重要保障。以往的金属轴承易磨损,为反应堆冷却剂泵的安全运行带来隐患,同时     

AP 1000反应堆冷却剂泵的船用化探讨

AP 1000的反应堆冷却剂泵采用屏蔽电机泵,它具有高度可靠性。本文列述AP 1000反应堆冷却剂泵的构成及其技术特点,并根据船用化条件探讨AP 1000反应堆冷却剂泵船用化的可行性。     

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。     

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆（AP1000）冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。     

行业信息

福清核电机组用冷却剂主泵泵壳水压试验成功中国一重经过二年零三个月的加工制造,克服技术、制造中的重重困难、攻克一道道难关,完成了福清核电站1号机组2号(3号)百万千瓦核电反应堆冷却剂泵泵壳制造工作。经过精心组织,于2011年12月31日在一重大连核电石化事业部,对福清反应堆冷却剂泵     

M100D型反应堆冷却剂泵上仪表隐患分析

反应堆冷却剂泵是核电厂一回路最为重要的转动设备。本文介绍了M100D型反应堆冷却剂泵仪表原理功能及其隐患地分析,以供核电仪控人员参考。     

反应堆冷却剂泵惰转惯量计算与分析

基于反应堆冷却剂泵惰转的功能要求,利用动量守恒方程推导出反应堆冷却剂泵的惰转瞬态模型和惰转惯量计算方法。通过计算,验证了惰转瞬态模型和惰转惯量计算方法的准确性。结果表明,该计算方法可用于反应堆冷却剂泵惰转惯量的初步设计,结合瞬态模型可以进一步验证设计结果是否满足系统的功能要求。     

反应堆厂房模型对主系统地震响应的影响研究

针对反应堆厂房内部结构分别使用梁模型和壳模型进行建模,同时建立了详细的一回路系统与反应堆厂房结构耦接。利用ANSYS软件对不同厂房结构的反应堆冷却剂系统进行地震动力分析,得到了冷却剂系统主设备关键位置的地震响应载荷结果,对不同厂房结构情况下的载荷响应值进行了对比分析;同时,对不同的厂房结构进行了地震加速度响应谱分析,验证了梁、壳两种厂房结构对反应堆冷却剂系统地震响应的影响。     

复杂约束条件下高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法

在高核功率反应堆冷却剂泵动压控制中，面临众多复杂约束条件，导致PID控制能力降低，增加主泵停运风险，进而影响整个核电站的安全运行。为了提高核电站供电能力，提出一种复杂约束条件下的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法。通过分析高核功率反应堆冷却剂泵工作原理，选取有代表意义的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制约束条件，并以此为基础，采集不同工况下主泵内部流畅运行所产生的液膜压力和叶轮压力，输入PID控制器中，根据PID控制器输出的控制策略，实现高核功率反应堆冷却剂泵动压控制。实验结果表明：方法可有效控制泵密封端面液膜压力，避免主泵内冷却剂外泄，且叶轮片表面的空化体积分数均处于较低水平，对密封端面和叶轮片的控制性能均较强。     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

反应堆冷却剂流量控制研究

为优化反应堆冷却剂流量控制,提出了根据蒸发器蒸汽压力适时地连续改变反应堆冷却剂流量,以维持蒸发器蒸汽压力基本不变的控制策略。建立了被控对象的常微分数学模型,并根据当前实际控制工程领域仍然广泛采用传统PID控制的现状,设计了反应堆功率控制器和冷却剂泵转速控制器,并对其进行了详细阐释。根据蒸汽阀门开度阶跃变化整个闭环系统数值计算结果,确定了控制器参数。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

百万千瓦级核电站轴封型主泵研发方案

反应堆冷却剂泵是压水堆核电站一回路系统的关键设备之一,其可靠性直接影响到反应堆的安全运行。文中介绍了我国自主开发的轴封型反应堆冷却剂泵研发项目的必要性和项目总体研发策略,并基于华龙一号项目的设计要求,提出了轴封型主泵的总体技术方案、需要解决的关键技术问题及试验与鉴定项目。     

核电厂反应堆冷却剂管道的计算流体力学稳态分析及仪表选型探讨

采用计算流体力学有限元方法,对核电厂压力容器和蒸汽发生器之间反应堆冷却剂管道进行了稳态分析,旨在模拟核电站正常工况下的反应堆冷却剂管道流体状态,为管道测量仪表的选型、设计和制造提供参考,为控制系统的架构提供数据支持。     

AP1000主泵变频技术应用分析

AP1000反应堆冷却剂泵需在60年的设计寿期内经受3000次起动——停车循环,同时需进行调速运行以实现反应堆冷却剂系统在各种工况之间的切换。通过分析变频技术在主泵起动和调速中的应用,阐明了主泵采用变频技术的诸多优点和运行特性,同时提出了一些为保证主泵寿命和可用性的起动和运行变频调速要求,以提高核电厂的发电效率。     

中国秦山30万千瓦核电厂主泵满负荷试验——KSB公司RER 700型主泵性能简介

拥有技术上先进的反应堆冷却剂泵,是核电厂的骄傲。本文对秦山核电厂的反应堆冷却剂泵的设计特征,功能,材料和结构等作了较详细的介绍。该泵在KSB公司的试验台架上通过了严格考验,包括满负荷性能试验,冷却水和注入水断失试验,热虹吸运行等十多个试验项目,其结果表明,秦山核电厂的反应堆冷却剂泵,运行可靠,质量上乘,完全满足合同要求。全文约六千个中文字,图表十九幅。     

特殊流道主泵低流阻水力部件研究

主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,也是反应堆冷却剂系统压力边界的组成部分,能保证反应堆冷却剂压力边界的结构完整性。在实现主泵基础性能指标的同时,低流阻水力部件设计优化也应重点研究。根据特殊流道主泵结构形式,以降低主泵水力部件流动阻力系数为目标,开展特殊流道主泵低流阻水力部件设计,完成低流阻水力部件性能分析及低流阻优化,设计出能够满足要求的低流阻主泵水力部件。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究

AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化,完整性比传统设计更加可靠,但由于采用了先漏后破技术,屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备,以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异,使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点,分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性,并提出了合理化建议。     

核电样机泵壳的加工工艺研究

介绍了反应堆冷却剂泵中泵壳的加工工艺。通过对加工过程中的难点分析和不同加工方案的比较,详细阐述了优化的泵壳加工工艺。     

核电站反应堆冷却剂系统充排水期间水位监测及优化

核电站反应堆冷却剂系统采用多台变送器测量卸压模式下的反应堆冷却剂系统水位,保证了主控室操纵员能在充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位。现介绍某核电站水位监测的偏差情况,对偏差原因进行分析并提出纠正措施,可供其他同类型核电站借鉴。