AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

反应堆冷却剂泵的新型轴密封

本文介绍的主泵轴密封是目前世界上最先进的主泵轴密封之一,希望对国内主泵同行有所帮助。     

基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断

研究了基于主元分析的故障诊断方法，在对某核电厂主冷却剂泵的故障诊断仿真实验中，建立了15个测量参数异常情况的故障特征方向库。通过对实测数据进行分析，证明此方法用于核电站的主冷却剂泵的故障诊断是可行的。     

ANDRITZ新型反应堆冷却剂主泵简介

ANDRITZ为配合中国的新核电项目(CNPl000)特准备了一套方案，为了继续跟综主泵的技术发展，根据大亚湾核电站用的反应堆冷却剂主泵资料，从性能参数、结构形式及布置等方面作了比较，以供新核电工程的决策．     

方家山核电机组主泵调试

方家山核电机组采用的主泵与国内其他核电厂的主泵有很大区别。针对方家山主泵调试过程中出现的泵轴振动大,主泵逻辑不适应现场实际情况以及轴封系统问题,油系统问题等进行分析并与厂家技术人员和系统设计人员讨论,使问题得到解决。     

CPR1000核电厂反应堆冷却剂泵电机绝缘问题分析

文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵（主泵）电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。     

秦山核电二期工程主泵轴密封及保障其完整性而采取的措施

本文介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵(简称主泵)轴密封的功能、特点、流程、测量、危急运行、故障分析以及保证轴密封完整性而采取的措施.这些措施包括配备应急柴油发电机、配备气轮机驱动的水压试验泵、采用耐288℃高温的O形圈.     

AP1000核电站主泵的电气系统分析

AP1000核电站在提高安全系数的基础上,充分利用大量的非能动技术,取消了应急柴油发电机等核级能动设备,减少了操作员的干预动作,降低了人因因素的影响。使用尽可能少的系统和设备,使得布置简化;采用了维修周期更长甚至免检修的先进设备,减少系统及设备之间的接口,提高了核电厂自身应对各种严重事故或自然灾害的安全响应能力。其中主泵系统由于它的重要性和特殊性,也是技术引进的重点项目;文章通过对主泵的作用和电气系统原理分析,阐述了电气设备的配置及特殊结构。     

反应堆冷却剂泵电机漏油原因分析

针对某核电厂主泵电机轴承漏油问题进行原因分析。分析认为,电机运行时产生的"风扇"效应、轴承箱尺寸和储油量限制、未设置有效的润滑油凝结收回装置等是下导轴承润滑油、油气泄漏的主要原因。经计算流体动力学(CFD)分析表明,通过在下导轴承上方设置隔板、密封,在上、下轴承上方增设油气凝结装置及回油通道,可在不改变电机现有主体结构和轴承内部构件的基础上,进一步改善电机轴承漏油问题。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵

介绍秦山核电二期工程主泵结构及主泵的监测和保护系统,重点介绍了秦山核电二期工程特有的双通道振动监测器及相关设备.     

AC600主泵电机的初步设计

ＡＣ６００中的主泵电机应为转动惯量，高可靠性，高效率和起动性能良好的屏蔽电动机，本文介绍了ＡＣ６００主泵电机的特点，设计准则和技术要求，初步设计，计算结果和性能分析，并提出了ＡＣ６００主泵电机研究设计所需解决的问题。     

秦山核电二期工程主泵与大亚湾核电站主泵的差异及其影响

自20世纪70年代以来,美国西屋公司始终在对主泵技术进行改进和开发,使主泵的性能有很大改进.因此,秦山和大亚湾核电站的主泵存在一定差异.秦山核电二期工程主泵通过在日本三菱重工高砂试验台架上进行全流量冷、热态性能试验,以及核电站调试和正式商业运行,已经证明主泵具有良好的机械和水力性能.本文侧重介绍了两种主泵的主要差异.     

反应堆主冷却泵的冷态调试

文中介绍了秦山核电厂反应堆主冷却泵冷态调试的内容及试验方法。主冷却泵的现场冷态试验包括:报警试验、联锁试验和运转试验。各项试验的结果表明,主泵的运行参数正常,联锁、报警和性能符合设计要求。     

压水堆核电站主泵的装配技术和管理

反应堆冷却剂泵（简称主泵）是核电站的关键设备。本文介绍了压水堆核电站主泵的装配结构、装配流程及装配的技术关键点,通过对装配中问题的总结分析,找出了影响主泵装配进度和质量的主要因素,并采取加强装配计划管理、合理安排组织分工、做好装配前技术准备、建立应急处理渠道等措施,有效地提高了装配质量和效率,可为其他核电项目主泵装配管理提供经验参考。      

超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析

以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。     

AC—600屏蔽式主泵

由于普通的屏蔽泵机组的转动惯量很小,为了保证在断电事故后流入堆芯的惰转流量,可以采取在母线断电事故后由电力惯性的电动机/发电机系统继续短时间向主泵供电,或者把屏蔽泵设计修改成内装飞轮结构.     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

核电厂反应堆冷却剂泵飞轮的超声波检测

反应堆冷却剂泵飞轮键槽是易损部位,要求役前及在役检查阶段对其进行超声波检查。重点介绍了反应堆冷却剂泵飞轮检测的范围,以及一种组合式探头的设计应用、检查实施、信号分析等。该超声波技术符合规程要求。提出一种新的针对主泵飞轮的超声波检查方式,该检查方式具有更高的检查灵敏度。     

基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型

针对突发断电事故下的核主泵惰转工况,基于额定参数提出惰转转速与惰转流量特性曲线计算模型,并通过100D型核主泵惰转试验数据对推导的模型予以验证。结果表明,该计算模型可用于核主泵初步设计计算和验证分析。基于该模型进一步得到了核主泵惰转设计准则,并验证了AP1000核主泵设计转动惯量。