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。     

浅谈压水堆核电站主泵

简要介绍核电站主流堆型——压水堆、压水堆核电站主泵（反应堆冷却剂循环泵）的种类、功能及以300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵（简称主泵）的结构特点、关键部件（水力部分、密封、轴承等）的工作原理、性能及特点。     

核电厂自然循环工况下主泵运行状态研究

核电厂发生全厂断电事故(SBO事故)后,事故缓解的一个措施为投用反应堆冷却剂泵(以下简称"主泵")的非能动停车密封。非能动停车密封的投用条件之一是主泵的转速降低到一定转速,因此需要分析研究SBO事故后一回路的自然循环是否会对非能动停车密封的投用造成影响。     

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。     

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。     

ACPR1000(第三代核电)反应堆冷却剂泵非能动停车密封简介

本文介绍ACPR1000(第三代核电百万千瓦机组,英文缩写ACPR意指"改进型中国压水堆"堆型核电站核岛反应堆冷却剂循环泵的非能动停车密封的作用、原理、结构和鉴定内容等,并介绍了在现有主泵上增加非能动停车密封需实施改进的零部件。     

"华龙一号"核主泵机械密封平面度的检测方法及分析

"华龙一号"反应堆冷却剂泵的机械密封是防止反应堆冷却剂泄漏的关键部件,平面度是密封性能的关键参数,采用圆度圆柱度仪对核主泵机械密封动环、静环密封面的平面度进行了检测.对密封面不同位置的二维和三维平面度检测结果进行分析,结果表明:采用圆度圆柱度仪检测得到不同位置的二维平面度、三维单平面和多平面平面度,在满足核主泵机械密封...     

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。     

百万千瓦核主泵副推力瓦异常磨损浅析与改进

某1000MW核电站反应堆冷却剂泵调试期间,在一回路压力为2.80 MPa启动时反应堆冷却剂泵(简称主泵,下同)温度出现异常升高,解体检查发现副推力瓦已出现异常磨损。本文对主泵轴承室结构进行介绍,重点对副推力瓦异常磨损原因进行了排查分析。并给出了改进措施,为同类型泵提供了一定的参考经验。     

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。     

百万千瓦级核电厂主泵轴封技术现状及发展趋势

介绍百万千瓦级核电厂主泵流体静压型轴封和流体动压型轴封的工作原理、性能及结构特点,并分析了其中的关键技术,得到了百万千瓦级主泵轴封的技术现状,并对轴封技术的发展趋势作了近期展望。     

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.     

基于CFX的国内某300MWe级核电站主泵内部流场数值研究

从反应堆冷却剂泵的经济性出发,以国内某300MWe级核电站主泵为对象,利用计算流体技术(CFD)对其内部流场进行了数值研究,以效率为中心,重点分析了主泵叶轮段、导叶体段的速度、压力分布.通过计算9个不同流量点,得到了叶轮段和整个泵段的性能曲线,并根据对比分析结果提出了优化设计方案.     

单相及两相水润滑介质的物性参数获取

核主泵轴承水介质在高温下受热出现两相现象,气液两相对核主泵轴承性能有一定的影响,有必要对单相及两相下水介质物性参数进行研究。研究核主泵轴承工况的水介质物性情况,获取水介质在单相及两相的物性参数。研究结果表明:单相(液相或气相)水介质在一定的压力和温度下,可建立单相水介质密度和黏度随压力和温度的关系或直接查表获得物性参数(密度、黏度);两相水介质物性参数的确定可以采用两相均质混合模型方法进行计算,从液态变成全气态的水介质黏度和密度连续下降至全液态时的1/6。     

冷却泵定子液压装配系统仿真分析

核反应堆冷却剂泵作为核电站的关键部件为核岛提供冷却剂,为了避免冷却剂泵线圈腐蚀,应将电机定子和转子在装配时进行封装,与冷却剂隔离。电机定子加工、装配质量对核反应堆冷却剂泵的正常工作具有直接影响。为了提高定子装配、封装质量,延长冷却剂泵的使用寿命,研究了定子组件装配液压系统,并基于AMESim软件对系统压力、位移等特性进行仿真分析。该研究对定子组件装配液压系统设计具有一定的指导意义。     

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。     

Design,development and performance testing of fast response electronics for eddy current flowmeter in monitoring sodium flow

The paper discusses the design, development and performance tests of a fast response processing electronics for an eddy current flowmeter that has been developed indigenously to measure sodium flow in the primary sodium pump discharge line, pumping liquid sodium to the core consisting of fuel sub-assemblies in the prototype fast breeder reactor at Kalpakkam, India. Liquid sodium is the main coolant in Fast Breeder Nuclear Reactor. Eddy current flowmeters are deployed in liquid metal cooled fast reactors. The measurement of flow rate of the coolant is important to maintain the overall performance of the pump which in turn is the safety requirement of the system. The faster response of the measuring system is required to ensure the protection of the reactor under pump seizer and discharge pipe rupture. This work mainly focuses on the reduction of response time of signal processing electronic delay.     

300MW轴流式核主泵模型内流测量方案探讨

核主泵是压水型反应堆核电站中的核心设备之一.开展核主泵内部流场的实验研究,对泵水力部件优化设计、提高泵的性能、增强泵运行稳定性等有至关重要的作用.为充分认识其内部流动的真实结构,拟采用目前较先进的非接触式光学流场测量仪器粒子图像速度场仪(PIV)对泵内流场进行测量.针对300MW轴流式核主泵模型,设计了内流测量实验台,提出高温超高压系统的生成办法;认为运用进口窗和出口窗两种测量方案,可以实现包括叶轮、导叶、叶轮与导叶间隙等在内的全流道三维速度测量;给出窗口开设位置的确定方法,并提出解决叶片相互遮挡及测量同步性保证的方案.为进行模型泵的实验研究提供参考.     

浅析EOP规程在快堆事故规程体系的应用

事故规程作为核电厂规程体系的一部分,指导核电厂在事故工况下的工作,是将反应堆从事故状态引入安全状态的指导文件。本文介绍了目前核电厂常用的事故规程体系,论述了钠冷快堆事故规程体系的选取和完善方法。     

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。