CPR1000项目反应堆冷却剂泵电动机轴绝缘降低及恢复

介绍了CPR1000堆型核电站核岛反应堆冷却剂泵电动机轴绝缘丧失原因及相关恢复工艺,可用于指导现场安装和调试期间的绝缘恢复工作。     

1000MW核电站反应堆冷却剂主泵的制造工艺

介绍了1000 MW核电站-反应堆冷却剂主泵关键零部件的加工工艺、承压部件和辅助系统的水压试验方法。论述了叶轮、导叶、机械密封等零部件制造工艺,并针对轴封主泵零部件的材料特性,制定了合理的加工方案,从而保证了该主泵的加工精度,满足了设计要求,实现了轴封主泵制造工艺的国产化。     

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.     

反应堆冷却剂泵主螺栓紧固方法分析

反应堆冷却剂泵主螺栓是保证一回路完整性的重要联接件,紧固方式主要是电加热法和液压拉伸法,这两种方法在现役核电站中均有应用。本文通过对这两种方法的探讨,分析出各自的优缺点以及二者的组合应用,供主泵使用单位和设计制造厂家参考。     

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。     

CPR1000反应堆压力容器主螺栓预紧过程分析

论述并分析了采用单体螺栓拉伸机预紧CPR1000反应堆压力容器主螺栓的过程,并在此基础上对比分析了各组主螺栓在同一拉伸阶段使用相同拉伸载荷和使用不同拉伸载荷两种预紧方式对主螺栓残余预紧载荷分布的影响,结果表明:预紧后面的主螺栓会对已预紧的主螺栓产生卸载影响;随着对各主螺栓的进一步拉伸,各主螺栓残余预紧载荷的均匀性和离散度会更好;采用对各组主螺栓在同一拉伸阶段使用不同拉伸载荷的预紧方式,其主螺栓残余预紧载荷的均匀性和离散度均要优于使用相同拉伸载荷预紧方式的对应值,且其最终需进行残余预紧载荷调整的主螺栓数量明显减少。     

CPR1000核电站主泵一号密封室螺栓更换方式

介绍了CPR1000堆型核电站核岛主泵的一号密封室螺栓的两种更换方式,并且就4×4的更换方式的可行性以及注意事项进行了研究和分析,对于后续项目建设以及运行期间的螺栓更换提供参考。     

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。     

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。     

“华龙一号”核主泵电动机国产化样机研制

由于主泵(轴封泵及其电动机)的重要性及其技术性的复杂性,目前其全部零部件的国产化尚未实现。本文介绍了华龙一号轴封型反应堆冷却剂泵配套电动机的国产化样机研制特点,简要介绍了电动机的主要技术指标、总体结构设计和各部件设计的特点,并针对该电动机的国内生产厂家进行了比较。     

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     

“华龙一号”轴封式核主泵的SBO试验

核电厂全厂断电(SBO)是指核电厂完全丧失应急以及非应急母线上的交流电源。全厂断电后,核电厂蓄电池组的可用性成为整个核电厂应对该事故的关键。全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文主要介绍在核电厂全厂断电的情况下,核电厂核主泵~([1])为了保证核电厂运行安全面做的一系列应对措施的试验。     

CPR1000反应堆压力容器主螺栓孔螺纹力学分析研究

压水型反应堆压力容器采用大口径两体可拆结构,即大直径上封头组件与筒体组件经密布的大型主螺栓联接为密闭容器,依靠主螺栓载荷保证足够的密封储备。法兰螺纹受力关乎反应堆压力容器结构完整性,有必要开展相应的分析研究。应用ANSYS有限元分析软件,对CPR1000反应堆压力容器主螺栓孔螺纹进行受力分析,综合考虑螺纹升角、法兰实际结构形式等多种因素,对比分析了螺纹应力集中系数、剪切应力等结果,梳理出各种因素影响的规律性。通过研究,总结得到了反应堆压力容器主螺栓孔螺纹力学分析方法,为螺纹结构优化设计、相应工程问题处理等提供了有限元数值计算依据。     

CPR1000核电机组主泵增设非能动停车密封分析

本文针对我国CPR1000核电机组反应堆冷却剂泵存在的双机组同时失电工况下轴封冷却水不足问题,提出增设非能动停车密封和水压试验泵两种方法。并对美国西屋公司和法国阿海珐公司的非能动停车密封进行了技术分析,初步论证了其CPR1000机组反应堆冷却剂泵实施改进的可行性。     

核电站反应堆冷却剂主泵叶轮加热装置设计与应用

为实现反应堆冷却剂泵(简称主泵)自主化维修,缩短主泵叶轮检修时间,现场检修人员通过对主泵结构和主泵叶轮检修工艺的分析,应用热力学方法设计了采用四周式布置大功率加热器的加热装置。同时根据设计的装置特点和现场的风险,制定特定的使用方法和操作风险控制措施。经现场验证,该套装置可用于主泵叶轮加热,有效实现了主泵叶轮的检修更换。     

核电站反应堆冷却剂泵的模态分析

以某核电站反应堆冷却剂泵（以下简称核泵）为研究对象,对核泵结构进行适当简化后,建立有限元模型,并在有连杆和无连杆两种工况下,计算核泵的固有频率,得出了其前12阶固有频率和振型,并结合核泵具体结构对其固有频率和振型进行了简要说明,计算了阻尼器、拉杆和立柱刚度对核泵固有频率的影响。分析结果可以为下一步进行核泵的地震响应分析提供理论依据。     

“华龙一号”核主泵质保等级与安全分级的划分

依据HAF法规和核电厂质量管理标准,结合ASME核电规范与标准,充分考虑核主泵零部件的功能性、复杂性、成熟性、利用率和造价成本,对"华龙一号"核主泵的质保等级和安全分级的划分进行了分析。质保和安全等级的划分可以降低生产制造活动的造价成本,并适当减少质量保证活动管控所需的人力和物力。本文根据ASME设计规范、功能、承载应力及是否与介质接触4个方面提出质保等级的定义原则,按照ASME规范第Ⅲ卷NB,NC,ND分卷的要求提出安全分级的定义原则。对比质保等级和安全分级的划分原则,确定质保等级不低于安全等级。     

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。     

“华龙一号”ACP1000+核电环行起重机

<正>公司2016年新产品,由核电事业部承担设计开发任务。该核电环行起重机主要用于核电厂建造、运行和退役阶段的吊运服务。"华龙一号"核电站是基于国内二代加机型改进形成的三代技术,与其配套开发的"华龙一号"ACP1000+核电环行起重机项目属国内首台,该产品已申请1项发明专利并授权。本次研发的核电环行起重机由桥架、大车运行机构、主小车(200t)、副小车(35t和5t子母小     

核电站用反应堆冷却剂泵振动原因分析与处理

依托某核电站用反应堆冷却剂泵在出厂试验时发生振动超标现象,用理论结合实际的方法对有可能引起该泵振动超标的因素进行了详细的分析和排查,同时对影响因素采取合理的改进措施,并进行了试验验证,找出了影响该泵振动超标的主要因素,为今后处理同类型设备的振动问题提供参考。