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。     

核电站设备检漏技术概述

核电站是当前解决世界能源问题最现实的途径之一。目前轻水堆、重水堆和石墨气冷堆等三种电站堆型在工业应用上比较成熟,其中轻水堆约占81％。本文重点介绍国外轻水堆核电站设备检漏技术发展概况。反应堆有很强的放射性,如果设备存在超标漏孔,就会造成严重污染。核电设备检漏技术的核心问题是设计允许存在的漏孔漏率和制造时为达到设计标准所采用的检漏工     

三代非能动压水堆核电常规岛仪控设计标准体系探讨

通过对三代非能动压水堆核电站依托工程常规岛仪控系统的调研和我国核电法规监管体系、美国先进轻水堆用户要求文件及其与常规岛相适应的一般工业标准的研究,本文探讨了适应我国国情的三代非能动压水堆核电常规岛仪控设计标准体系,为三代非能动压水堆常规岛的仪控系统自主化设计提供参考。     

浅谈我国核电用泵的技术发展方向与目标

一、核电站工作原理 核电站，就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。在核电站中，根据产生蒸汽方式的不同，准确地说是根据中子慢化剂或冷却堆芯的载热剂的不同，分为：轻水堆、重水堆、改进型气冷堆以及快堆等。其中轻水堆又分为压水反应堆和沸水反应堆两种。目前应用最广泛的是压水反应堆。     

中国核承压设备的现状及展望

1 前言 近半个世纪是世界核工业飞速发展的时期,由于核能具有的军事威力和工业价值受到各国的核电站,容量达3.42亿千瓦,堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆和快中子堆等多种型式。据统计核电站中与核安全相关的各类压力容器、换热器、泵、阀和管道等机械设备(以下简称核承压设备)约占核电站设备总投资的50％。核电站的主设备压力容器等的安全要求严格,它既要防止核泄漏和污染.又要经受各种恶劣工况(如失水事故、热冲击、材料辐照脆化)和各种恶劣环境(如地震、飞射物撞击),并要保证其在任何工况下安全可靠。因此核承压设备的设计和制造及其性能和质量是反映一个国家综合工业实力和科技水平的重要标志之一。     

两种大型海水循环泵的特点

百万千瓦级压水堆核电站是目前世界各国应用最广泛也是较安全的核电站堆型。而在大型压水堆核电站系统中的海水循环泵是整个核电站的用水来源保障。本文主要描述大型压水堆核电站中两种大型海水循环泵即水泥蜗壳海水循环泵和金属蜗壳海水循环泵的结构、性能、特点及工作原理等,以方便核电站用户根据自己的不同需求来合理选择用哪种海水循环泵。     

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。     

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。     

AP 1000(第三代核电)湿绕组主泵的可靠性研究

AP 1000核电站是第三代核电发展的主流堆型。主泵是其一回路诸多核心设备中的关键设备。AP 1000主泵因其使用了屏蔽泵型式而备受业界关注。AP 1000核电的技术原创方WEC(美国西屋公司)公司后续又选择了和德国KSB公司合作推行湿绕组型主泵,再次引发对AP 1000主泵选型的讨论。湿绕组型主泵是结合了火电站炉水循环泵、沸水堆循环泵技术而形成的新的主泵型式,该主泵型式已获得了美国西屋公司认可,中国也已选定了湿绕组型主泵作为压水堆重大专项示范工程的主泵备用型式。作者亲自参与了该型主泵的采购工作,立足于自身,尝试对该型主泵的可靠性进行分析,研究应用该型主泵的可行性,为核电站业主、设计院、工程公司三方在进行主泵设计、选型和采购时提供参考。     

压水堆核电站堆内构件制造典型问题分析与监造措施

结合质量监督工程师全过程驻厂监督工作实践,对压水堆核电机组堆内构件的特点进行了对照剖析,对堆内构件在制造过程中产生的质量不符合项进行了统计分析,并针对几类典型质量问题产生的原因、处理过程及监督改进措施等进行了详细的分析和总结,以期对压水堆堆内构件制造关键工序及质量监督要点进行解析,为后续堆内构件的监造工作提供借鉴或参考。     

关键核电风机的研发

2012年上海鼓风机厂有限公司创新完成国家科技重大专项高温气冷堆核电站用燃料球输送用氦气压缩机,已成为能为核电压水堆、中国快堆、高温气冷堆提供一系列关键核电风机的骨干企业. 高温气冷堆是世界上正在研发的核电第四代技术,具有高安全性.核电堆型的成熟,一般要经历三个阶段,即实验堆、示范堆和商业堆.高温气冷堆目前处在示范堆阶段,其标志性最终成果是在山东荣城形成20万kW机组发电.     

压水堆容器的可靠性

在英国建造压水堆核电站,有一个需讨论的重要问题是:厚壁钢制“反应堆容器”的可靠性,即该“压力壳”以及整座枝电站的安全性问题。在美国,以前曾认为这种压力壳的可靠性是不成问题的、而英国却将它作为课题作了十多年探索性的研究。其成果已为美国所接受,并已用于英国引进的第一套压水堆电站(Sizewell“B”)压力壳的设计中。一、事故几率为了确保反应堆压力壳的事故不至于成为可导致大量放射性的失控释放,压力壳的灾难性事故必须在反应堆运行的一百万堆年中少于一次,最好是一千万堆年中少于一次。自从第一座商用压水堆电站于1957年开始运行以来     

AP 1000(第三代核电)屏蔽主泵与湿定子主泵结构特点分析

AP 1000(第三代压水堆核电技术)主泵与其它堆型核电厂所采用的轴封式主泵存在根本差异,如此巨大转动惯量的水润滑无轴封泵在商运反应堆上的应用尚属首次。目前已完成研发的AP 1000主泵分别是美国EMD公司研发的屏蔽电机泵和德国KSB公司研发的湿式定子泵。本文对这两种泵的结构特点进行了分析,包括对电机冷却、飞轮、轴承和冷却等方面进行了比较。     

AP1000与CPR1000核电蒸发器吊装技术对比分析

AP1000是二环路的百万千瓦级压水堆三代核电堆型,采用非能动安全设施。与传统的三环路CPR1000压水堆核电技术相比,蒸汽发生器本体特征和核岛内的就位要求均有较大的改进性变化。根据AP1000及CPR1000蒸汽发生器SG自身吊装特点,并在实践的基础上,对两种堆型核电机组的蒸发器吊装技术进行对比、分析、总结,为后续中国核电蒸发器设计、施工提供经验。     

上海第一机床厂承制的快堆转运机通过验收

20 0 3年 11月 14日 ,由上海第一机床厂承制的中国实验块堆工程设备 2台转运机通过专家验收。国际上已把快堆列入新一代核电技术领域很重要的一种堆型 ,在快堆五项关键设备中 ,如果按大小排 ,转运机为第二位 ,为此 ,转运机的成功将是对研制核电新型堆型快堆的一大鼓舞。专家组指出 ,国内以前从来没有搞过实验快堆 ,其技术的先进性和难度在国际上也是公认的 ,这是一种比现在由压水堆型核电站更充分利用核燃料的新型核电反应堆。目前也仅有美、法、俄等几个国家处于研究阶段。经专家组验收 ,一致同意该 2台运转机出厂、验收通过。上海第一机床…     

核电阀门市场前景

一．核电阀门发展现状 核电阀门是核电站中量大面广的水压设备，它连接整个核电站的300余个系统，是核电站安全运行的关键附件。据相关资料统计，全世界现有核电机组500余座，总装机容量达4亿kw以上，其反应堆类型主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高温气冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，压水堆占整个堆型的50％以上。     

核反应堆控制棒驱动机构的结构及制造

描述了核反应堆堆型的演变过程,介绍了国内第二代压水堆控制棒驱动机构的特点并与第三代AP1000压水堆控制棒驱动机构进行了比较;还列举了第二代和第三代压水堆控制棒驱动机构的制造难点.     

RCC-M规范在核电阀门设计、检验过程中的应用

压水堆核电站是目前最广泛应用的堆型之一,作为压水堆核电站的建造规范,RCC-M在核电领域有着非常重要的地位,通过研究RCC-M内容,总结了核电阀门的设计制造、检验要求,得出适用于核电阀门的检验方法。     

三代核电站用循环水泵设计和运行简析

对第三代先进型压水堆AP1000首堆工程循环水泵的结构设计和运行作了简介,列述了循环水泵的流量、扬程、电机功率等参数及性能曲线。对海水循环泵的几种选型方案进行了比较,为AP1000堆型循环水泵的设计选型提供参考。     

轻水堆压力容器大型锻件的性能

核容器钢要求杂质和微量元素含量低,塑性、韧性高,辐照脆化小,锻件的各向异性小、化学成份和机械性能均匀。两文综述了轻水堆压力容器的大型锻件的制造工艺(冶炼、铸锭、锻造、热处理)和性能(机械性能、辐照脆化性能、焊接性能)。