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.     

我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳通过水压试验

福清核电站1号机组主泵泵壳在中国一重核电石化事业部一次通过水压试验，该台泵壳是我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳，成功填补了我国核电制造业的空白。     

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.     

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．     

基于动力学原理的cosFlow软件主泵模块研发及验证

cosFlow软件是国家电投集团科学技术研究院有限公司核电软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包COSINE中的热工水力与安全分析软件。主泵是cosFlow软件中用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于动力学原理的主泵模型,该模型采用惯量方程计算泵的角速度,采用泵的特性曲线得到泵的扬程值。本文搭建了泵的简单算例和全失流事故算例,利用COSINE主泵模型和参考程序RELAP计算结果对比,两者计算结果趋势一致,吻合较好;结果表明:COSINE主泵模型能正确模拟主泵,COSINE主泵模型能够很好的进行核电厂设计和安全分析。     

CPR1000核电厂主冷却剂泵联轴节过盈装配分析

剖析中国改进型三环路压水堆(CPR1000)的主冷却剂泵(主泵)联轴节的装配过程,给出实施过程中存在的问题。对联轴节轴向热膨胀导致的装配深度变化进行重点分析,提出以控制温度和装配深度为主的改善措施,并进行了现场实施应用,取得了预期效果。     

压水堆核电站主回路安装设计改进

分析了现有压水堆核电站主回路安装设计的特征,并提出相应改进方案,通过对现有技术和改进技术的对比,阐述了反应堆冷却剂系统主回路安装设计改进技术的优点,希望能对提高压水堆核电站主回路的安装及质量控制水平起到促进作用。     

世界首台AP1000主泵成功完成最终耐久试验

【人民网2012年4月17日报道】美国匹兹堡当地时间2012年4月16日,中国国家核电技术公司(SNPTC)和美国西屋公司(Westinghouse)、柯蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)宣布首台AP1000主泵成功完成了最后耐久试验,标志着AP1000所有核岛主设备的试验已结束。这台主泵由柯蒂斯怀特公司所属EMD工厂成功研制,将用于中国第三代核电自主化依托项目的首台机组(也是世界首台AP1000机组)——三门1号机组。三门1号机组前两台主泵预计在2012年5月发运。西屋运营总裁RicPerez说:"目前所有主设备制造和试验的完成给项目和客户以坚定的信心。主泵将支持AP1000核电机组安全     

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。     

屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析

为保证核电主泵满足反应堆停堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析.     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

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。     

基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测

为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均（ARIMA）和长短期记忆（LSTM）神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步预测,以根均方误差（RMSE）为指标对预测精度进行评估。结果表明,所建立的ARIMA和LSTM神经网络组合模型能够对主泵的状态进行准确的预测和追踪,并且组合模型的预测精度要优于ARIMA和LSTM单一模型,尤其在多步预测中,组合模型的优势更加明显。      

管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.     

主泵电机润滑油损失异常的分析和处理

主泵是核电站的心脏,是反应堆冷却剂系统的主要设备和压力边界之一,承担着确保堆芯传热所需的冷却剂流量的重要功能,运行期间必须保证主泵运行的安全可靠。在第11个燃料循环周期中,主泵A电机出现了润滑油损失异常的状况。为了保证电机正常运行,在功率运行期间进行了5次补油的应急处理。针对这个问题,对主泵电机润滑油损失异常的原因和油气散失通道作出了具体分析,在换料检修过程中对主泵电机进行了解体工作。对解决润滑油损失异常的具体解决方案做出了论述。通过具体检修方案的实施,最终使润滑油异常损失得到了很好的控制。     

An improved method for reactor coolant pump abnormality monitoring using power line signal analysis

An improved method to detect the reactor coolant pump (RCP) abnormality is suggested in this work. The monitoring parameters that are acquired from power line signal analysis are motor torque, motor speed and characteristic harmonic frequencies. The combination of Wigner–Ville Distribution (WVD) and feature area matrix comparison method is used for abnormality diagnosis. For validation of the proposed method, the test was performed during cool-down phase and heat-up phase in nuclear power plant (NPP) by cross-comparison with RCP vibration monitoring system (VMS). Using pump internal inspection results, the diagnosis prediction is verified.     

核电站核岛物项质量控制信息化实现

根据核电站核岛物项质量管理模式,阐述了核电站核岛物项质量控制信息化实现的设计思路、实现方法和一些关键技术,说明了核岛物项质量控制方式可以提高核岛质量、保证核电站的安全、降低核电站建造和运营成本。     

主泵3号密封泄漏流流量计研发

反应堆主泵3号密封泄漏流是监视主泵运行的重要参数之一,核电站正常运行期间,这一泄漏流量很小,且流体是带有放射性的含硼水。目前市场比较成熟的流量计很难满足测量要求。本文针对主泵3号密封泄漏流的这些特点,介绍了一种新型的流量测量方法,新流量计采用容积式测量原理,克服了低流量测量的稳定性差、响应速度慢、精度低、现场液体易产生硼结晶等问题,已在线稳定运行两年时间,对小流量测量有一定的参考价值。     

反应堆主泵压水室出口收缩角对水力性能的影响

针对国内某百万千瓦核反应堆主泵的水力性能要求,完成主泵叶轮和导叶的设计;为研究出口收缩角对水力性能的影响,设计了13种压水室出口收缩角,采用三维软件Pro/E完成了三维造型;利用计算流体力学(CFD)软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行分析。结果表明:收缩角对压水室与出口交接处的前后区域影响显著,收缩角在12°~16°范围内,主泵效率均在70%以上,=15°时效率达最大值74.2%;在=15°且其他结构参数不变的情况下,随着流量的降低,主泵叶轮进口前和导叶出口处回流区域逐渐扩大;随着流量的增加,叶轮进口前回流区域逐渐向叶轮进口偏移;回流是引起压水室与出口交接处压力脉动的主要原因;偏离工况越大,压水室出口处的压力脉动波动越严重。     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。