某核电站主泵转子-轴承系统碰摩故障分析

为了使核电站的主泵安全、长期、稳定地运行，利用非线性有限元方法、现代非线性理论与转子动力学理论，建立了某核电站主泵转子-轴承系统有限元模型，研究了主泵的碰摩故障问题，分析了碰摩刚度、不平衡质量偏心量与碰摩间隙对转子的影响。研究结果对核电站主泵等相似旋转机械的碰摩故障的诊断具有一定的参考价值。     

台山核电站主泵较之大亚湾主泵的设计改进

法国日蒙公司于20世纪70年代初期开始使用美国西屋公司技术生产93D和100型主泵(反应堆冷却剂循环泵),通过技术引进、吸收和再创新,至20世纪末,其生产的核主泵在世界上已处于先进水平。我国大亚湾和台山核电站主泵均由法国日蒙公司设计制造,本文通过台山核电站与大亚湾核电站主泵水力部件、轴密封等零部件的设计对比,分析日蒙公司主泵在技术方面的改进。     

核电站主泵泵壳密封垫的结构分析与研究

泵壳密封垫是核电站主泵重要的静密封件,设置在主泵泵壳与泵盖间,承受主泵各种预期的瞬态压力和温度,防止反应堆冷却剂泄漏。本文主要介绍泵壳密封垫的结构特点和工作原理,分析了不同结构密封垫的特点,在此基础上研究泵壳密封垫的设计改进方案。     

巴基斯坦恰希玛核电站主泵轴密封

简要介绍核电站主泵轴密封采用的三级流体动压密封系统的构成和工作流程，技术要点，各主要组件（诸如应急注入水系统、高压冷却器、停车密封，轴封系统的监测仪表等）的技术特点，轴封的检修周期和运行实绩。     

核电站主泵周期性振动波动原因分析

某压水堆核电站主泵在调试及运行期间发生周期性且随介质运行温度变化的振动波动。该泵为立式悬臂结构,悬臂端采用叶轮口环作为水润滑径向轴承。分析认为振动波动的主要原因是该型主泵将叶轮口环作为水润滑静压轴承使用,导致泵转子发生轻碰磨而产生以1倍频同步周期振动的波动。     

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。     

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...     

300MWe级核电站主泵流固耦合传热研究

反应堆冷却剂泵的流动、传热问题涉及计算流体力学和固体传热有限元学,流、固传热系统在交界面处边界条件的确定是一个重点。利用分区求解、边界耦合的方法将流体和固体作为一个整体研究,在交界面上先假定一个初始温度,再进行迭代计算。通过对计算结果进行分析,从而得到主泵实体及流体的温度分布与流体流动状态有密切关系,叶片温度受流动状态影响较大,轮毂处相对较小,叶轮叶片表面高温区类似涡状。为研究主泵流场、温度场和应力场的三场耦合问题,提供了依据。     

压水堆核电站中主泵工作点的确定方法

主泵是核电站核岛中的关键设备之一,其运转可靠性直接影响核电站的安全运行。本文推导了在各种工况下主泵的简化扬程—流量关系式,并根据制造厂提供的试验曲线作了数字运算,对主泵设计有一定参考价值。     

海阳核电站2号机组主泵进展情况

<正>2017年3月5日,随着海阳核电站2号机组最后一台主泵SN17运抵现场码头,标志着AP1000依托项目海阳核电站2号机组主泵全部交付现场。AP1000依托项目主泵由美国EMD公司承制,为变频器驱动的立式、单级、全密封、高转动惯量、鼠笼式异步电机离心泵,具有技术含量高、结构复杂、制造难度大等特点,属于核电站的一级设备。2017年1月18日,海阳核电站2号机组首批主泵(SN16、SN13)顺利运达现场。2017     

海阳核电站2号机组主泵进展情况

<正>2017年2月27日,海阳核电站2号机组首台主泵安装工作完成,9月30日,海阳核电站2号机组最后一台主泵安装工作顺利完成,至此2号机组4台主泵的安装工作全部完成,意味着海阳核电一期工程主设备安装工作顺利结束。2017年11月18日15时,海阳核电站2号机组首台主泵点动开始,30秒后点动完成,转向正确,电流、振动等各项参数正常;17时整,剩余3台主泵依次顺利完成点动。至此,AP1000依托项目4台机组主泵已全部就绪。     

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。     

核电站主泵法兰连接螺栓超声检测控制系统设计

传统手动超声检测系统效率低、漏检率高,制约了主泵法兰连接螺栓检测业务的发展,为此设计研发了主泵法兰连接螺栓在线自动超声检测系统。介绍了该超声检测系统结构组成、功能应用及相应的控制策略,通过采用PC机+Galil卡的分布式控制方式,以图形化编程语言LabVIEW编写系统控制软件,实现伺服电机的控制和扫查路径规划。试验证明,该系统具有良好的操作性,能有效提高主泵法兰连接螺栓缺陷的检出率和定位精度,可适用于其他大型螺栓的超声检查,具有广泛适用性。     

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。     

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。     

核电站轴封主泵轴系跳动调整的工艺方法

核电站轴封主泵轴系跳动调整一直是国际上的技术难题,是核主泵制造的关键技术。本文介绍了核电站轴封主泵~([1])轴系跳动调整自主研发的一种新的工艺方法及实施的工艺过程,本工艺方法大大提高了精度和工作效率。本文对此方法进行了分析。     

三代非能动核电站余热排出泵转子临界转速分析

以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。     

三代非能动核电站余热排出泵转子临界转速分析

以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1 872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。     

核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量

主要介绍了核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量方法,分为粗加工前的余量确认测量和精加工完成后的精确测量两个阶段。详细介绍了样板测量、激光跟踪仪测量的具体工艺。     

核电站主泵电机定子温度测量电磁干扰问题的研究与解决

针对田湾核电站主泵电机定子铁芯和线圈温度在电机启动时的电磁干扰问题,通过对电磁干扰三要素的分析,验证比较了几个解决措施,实践证明利用温度变送器优良的电磁兼容性能,在测量回路中增加温度变送器,能够较好地解决电机启动时强交变磁场对温度测量的影响。本文分析、解决电磁干扰问题的思路和方法,对同行电站的类似应用具有一定的参考意义。