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。     

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。     

核主泵导叶体在高温工况下的结构力学分析

为验证核主泵导叶体在高温工况下的结构完整性,通过水力模型试验测得叶片压力分布,从而优化叶片压力场。导叶叶片顶部到叶片根部压力趋势为线性梯度,沿圆周方向无压力梯度。提出了模型泵叶片与真机间的压力换算,以模型试验测得模型泵叶片压力,通过模型泵与真机泵之间的轴向力比值及转矩比值分别计算轴向力载荷有效系数及转矩载荷有效系数,进而计算获得轴向力与转矩载荷下叶片压力,导入ANSYS软件计算导叶体轴向力F_(sh)与转矩M_c在载荷下的最大应力及变形量。通过计算导叶体在设计寿命内经受的载荷周期循环,引入海夫Haigh图谱,通过材料极限疲劳试验评定导叶体在极限载荷工况下的疲劳极限值;优化了导叶体的加载工况,计算出轴向与转矩载荷下最大应力值的疲劳失效安全系数,从而确认疲劳安全性。     

用温控法避免核主泵因1号轴封泄漏量高高停泵的理论初探及应用

核主泵密封组件是其最易损坏的部件。根据对主泵失效情况的调查,70％以上的故障来自轴密封,其中1号轴封泄漏量持续增大是主要故障。运行期间如果轴密封出现降级或失效,或者轴密封水系统压力出现波动都会导致1号密封泄漏量持续增大,泄漏严重时会导致机组的核安全及运行安全事故。因此必须将1号轴封泄漏量控制在正常范围内。 本文根据热学和流体力学原理,结合大亚湾和岭澳核电站核主泵的结构特点,分析了1号轴封泄漏量与1号轴封注入水温度之间的关系,即在轴封水温度允许范围内,调低轴封注入水温度,可导致1号密封泄漏量降低。并在实践中通过调节轴封注入水温度有效地遏制了1号轴封水泄漏量的持续上升,避免了因1号轴封泄漏量高高停泵。实践表明,该项研究实际应用效果非常明显,应用前景广阔。     

我国核电站核泵现状及国产化前景

列述了我国核电站核泵国产化进程中存在的问题,并有针对性地进行了分析述评。     

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。     

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。     

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...     

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。     

1000MW轴流式核主泵试验分析与数值模拟

对1000 MW轴流式核主泵5个不同温度下相同流量点工况进行数值模拟计算,并与试验值进行对比,计算结果与试验结果吻合较好,验证了CFD数值计算的准确性和精度。在核主泵试验过程中,发现核主泵扬程随着温度升高逐渐升高,研究了泵的外特性扬程变化,并分析了泵内部流动和各部分能量损失变化情况,表明泵扬程变化主要是由于水力损耗变化导致的。     

无轴封主泵转动部件运行工况分析

根据系统设计和安全要求,第三代核电选用无轴封主泵,其转动部件与轴封型主泵的转动部件结构差异较大。鉴于转动部件运行工况直接影响主泵性能和寿命,根据相关试验和分析,归纳了影响三代核电无轴封主泵转动部件运行状况的重要因素并就其影响进行讨论。     

AP 1000核电站主给水泵配置分析

核电站主给水系统是核电站二回路的重要系统,本文结合国内外多种不同堆型核电站的主给水泵配置方案,从设备投资、运行经济性及安全性等方面对AP 1000核电站主给水泵配置特点进行了详细分析,并针对AP 1000核电主给水泵配置的改进措施提出了建议。     

核电站水压试验泵工作原理及轴封泄漏异常处理

水压试验泵是压水堆核电站的重要核安全设备,作者通过现场检修运行实践,对该设备的工作原理作了简介,并对运行中出现的轴封泄漏异常进行了原因分析,产生这一现象的原因是V形密封圈磨损和下游逆止阀、隔离阀不严共同造成的,并据此提出了相应解决措施,消除了泄漏异常。     

核主泵模型的冷态性能试验研究

结合某核电站的主泵水力模型的开发要求,进行基于实际运行状态下的模型冷态性能的试验研究,换算得出的核主泵的真机性能和水力特性满足设计要求.试验结果为核主泵的水力优化设计提供有益的参考.     

核主泵泵壳三维参数化智能设计系统的应用开发与研究

泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵(简称"主泵")水力部件的重要组成部分,具有引流、导流作用,也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究,建立其参数化模型^([1]),并通过二次开发完成泵壳三维参数化智能设计系统,实现了参数驱动模型体直接生成泵壳三维的功能。该系统提高了设计效率,减少了人力投入,使其生成的三维模型满足设计过程及设计准则的标准化要求,有效减少了人为设计失误。本文的三维参数化设计理念及研究成果可以在核电其他设备上推广应用。     

主螺栓深孔加工工艺研究

针对核电产品中的主螺栓孔加工,本文着重进行了工艺性分析研究,解决了高硬度、高强度、高精度小深孔加工中出现的难点问题。     

核电站屏蔽电机主泵故障分析及监测系统改进建议

主泵是核电厂的关键设备,其稳定可靠地运行对提高核电厂的安全性、可靠性有着重要意义。近年来,国内核电站开始使用屏蔽电机主泵。然而,核电站仅采用单参数阈值监测的方式对屏蔽电机主泵进行监测,不能满足故障诊断的需要。为此,在对屏蔽电机主泵典型故障进行分析的基础上,根据核电厂的实际需求,对监测系统提出了改进建议。     

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赖国外引进。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进一步促进我国核电事业的快速发展。本文通过对当今世界核电主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理主要发达国家发展核电主泵的历程,建议培育我国核电主泵的自主设计能力、自主制造能力和自主试验验证能力。提出只要认认真真学习,掌握先进技术,扎扎实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。     

动压型主泵机械密封注入水流场和温度场数值仿真研究

本文以ANDRITZ型核主泵用动压机械密封为研究对象,对机械密封的整体结构进行描述,建立其几何模型,使用ANSYS ICEM软件进行网格划分,并通过流体力学分析软件ANSYS FLUENT建立模型,分析其流场和温度场的分布情况。结果表明:该型机械密封腔内压力在密封端面处压力变化很大;流体在密封腔内侧,流速不稳定,呈波浪状分布;由于边界和材料的差异,动环和静环的温度分布规律并不一致,不同位置处温度梯度差异较为明显。     

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。