国内小型压水堆核电站核主泵技术

核电站反应堆冷却剂泵技术是泵类产品中最先进的技术。大型先进压水堆核电站核主泵技术国际上已经基本成熟,国内核主泵技术也得到了相应的发展,包括轴封式核主泵技术和屏蔽式核主泵技术。小型核电站技术虽然在国外已经有了一定的发展,但在国内还处于起步阶段。本文主要论述国内小型压水堆核电站的核主泵类型和国内现有小型核主泵的技术特点。     

浅变压水堆核电站主泵的设计,运行和维护

简要介绍了３００ＭＷ压水堆电站反应堆冷却剂泵（主泵）的功能,主要设计特点,设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点。     

浅谈压水堆核电站主泵的设计、运行和维护

简要介绍300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(主泵)的功能、主要设计特点、设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点.     

浅谈压水堆核电站AP1000屏蔽式电动主泵

综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆AP1000屏蔽式电动主泵的主要技术特点,通过对屏蔽式电动主泵功能及机械结构方面的介绍,探讨其设计上的独特优点,分析评估此泵在我国技术转让过程中存在的潜在风险。     

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。     

压水堆核电厂冷却剂主循环泵的技术历程和发展(Ⅰ)

本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的NSSS中,第三代压水堆(PWR)主泵的有关问题。(由于篇幅关系,本文分两期刊出)     

压水堆核电站主泵（冷却剂循环泵）水力分析及研究

本文以300 MW压水堆核电站反应堆冷却剂循环泵（轴流泵）为例,介绍利用CXF流动计算软件,分析冷却液通过叶轮、导叶、压出室的液体流动状态（流态）,研究单通道和全通道时的效率及其通道对效率的影响,并采用实测手段研究对比理论数据与实测数据之间的差别。     

福清核电站主泵轴密封系统水力分析北大核心

福清核电站1～4号机组主泵(冷却剂循环泵)轴密封系统与100-D型主泵轴密封系统有很大差异,本文通过建立ANDRITZ主泵轴密封系统水力模型,分析了主回路系统压力变化、轴密封注入流量变化对各级轴密封参数的影响,以及各级轴密封在损坏和阀门误动作情况下,各级轴密封参数变化的情况。本文可为核电站操作人员分析主泵运行状态提供参考。     

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。     

浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依靠从国外引进。核主泵的国产化是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将极大地促进我国核电的飞跃发展。本文通过对当今世界核主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理出主要核电大国发展核电主泵的历程,提出培育我国核电主泵自主设计、自主制造能力的建议,认为只要认真、扎实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

百万千瓦压水堆核电站安全壳喷淋泵分析

安全壳喷淋泵是核电站安全壳喷淋系统（EAS）的组成部分,通过国内、外安全壳喷淋泵在水力设计、结构设计和各细部设计的对比,分析出核电站核泵研制的新思路。     

压水堆核电厂冷却剂主循环泵的技术历程和发展(Ⅱ)

本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的NSSS中,第三代压水堆(PWR)主泵的有关问题。     

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。     

核电用泵浅谈

在核电站中各种泵类机组是重要的辅机设备。核电用泵是代表泵类技术先进水平、具有高技术含量和高产值的产品之一。 核电站根据产生蒸汽方式的不同(确切地说是根据中子慢化剂/冷却堆芯的载热剂的不同)分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆和尚未投入商业运行的快中子增殖堆,其中轻水堆又分为压水堆和沸水堆两种。不同的堆型需要不同的泵型。     

百万千瓦压水堆核电站安全壳喷淋泵分析对比

安全壳喷淋泵是核电站安全壳喷淋系统(EAS)的组成部分,通过对国产、国外安全壳喷淋泵在水力设计、结构设计和各细部设计的分析对比,得出核电站安全壳喷淋泵研制的新思路。     

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。     

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。     

大型先进压水堆二回路主给水泵组扬程分配研究

大型先进压水堆CAP1400工程在常规岛主给水系统设计中,采用3x33.3%流量的定速给水泵组。主给水泵组的前置泵和主给水泵之间的扬程分配直接影响到给水泵组在核电厂整个运行过程中的稳定性和经济性。本文针对CAPl400工程的设计特点和参数要求,对主给水泵组的扬程分配问题进行了研究讨论,提出了前置泵扬程设计的要求以及合理的扬程分配原则。     

核电主泵轴封的性能及常见问题

介绍了目前核电主泵轴封系统的功能、特点和流程,对常见问题进行了分析,并提出了相应问题的解决方法。