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。     

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     

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。     

大型核电站的自动控制系统和仪器仪表

四、九十万千瓦(900MWe)级压水堆核电站的自动控制系统 (一)概述目前世界上实用的动力堆型很多,主要有气冷堆、重水堆和轻水堆等。轻水堆中又分压水堆和沸水堆。从原理上讲,它们都属于热中子堆型,而钠冷快中子堆则正处于试验阶段。上述各种堆型在长期的发展中互相竞赛而又互为补充。七十年代以来,热中子压水堆技术由于在安全性、可靠性和经济性等方面的综合评价     

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。     

浅谈1000MW核电站用余热排出泵

核电是目前世界上最具发展前景的能源，大功率机组的核电站更是发展趋势。核电用泵是核电站的关键辅机，依据可靠性要求程度和泵的作用核电用泵分为核一级、核二级、核三级泵，其中余热排出泵属于核二级泵，而且是唯一一种位于安全壳内的核二级泵。本文简介1000MW核电站用余热排出泵的技术特点、性能要求及技术难度。     

主泵有组织泄漏及硼冲洗排水流量监测装置研发与应用

主冷却剂泵(以下简称主泵)是核电站的关键设备,有组织泄漏排水与硼冲洗排水的流量是田湾核电站VVER堆型主泵正常运行的重要监测参数之一。针对田湾核电站VVER堆型主泵有组织泄漏及硼冲洗排水的特点,介绍了一种新型的流量监测装置。该装置采用容积式测量原理,创新式引入非能动的虹吸排水方式,在田湾二期工程3、4号机组稳定运行共计3个换料循环,实现了主泵有组织泄漏及硼冲洗排水流量的持续和可靠监测。     

核电站上充泵在系统中的作用和结构简介

上充泵是核电站中执行重要功能用泵,属安全等级二级,建造等级二级,为卧式/立式多级电动离心泵.根据核电站系统要求,其水力性能需同时满足多个工况点.本文简述上充泵在系统中的作用,着重介绍运行于国内核电站中不同制造商生产的上充泵的结构设计特点.     

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。     

核电站余热排出泵轴承体的受热分析

余热排出泵是核电站中核岛安全停堆的重要保障,而轴承体又是余热排出泵的安全稳定运行的关键部件。应用传热学理论,分析了轴承体的受热状态,结果表明余热排出泵内高温流体的热量通过泵轴传递到轴承体,再加上轴承的高速旋转摩擦产生的热量,使轴承体的温度过高,影响轴承体的安全稳定运行,须采用循环水进行冷却。根据传热学和能量守恒原理,分析了循环冷却水量与出口水温的关系,为循环水量的确定提供了参考。     

双相不锈钢泵壳在核电站辅助冷却水泵中的应用

核电站辅助冷却水泵原泵壳材料为高镍铸铁,随着运行时间加长,泵壳等过流部件出现不同程度的腐蚀现象,且无法修复。本文通过对双相不锈钢材质进行介绍并与高镍铸铁材料进行对比,分析双相不锈钢材料泵壳在辅助冷却水泵上应用的优点,并对其在核电站的实际应用情况进行介绍。     

CPR1000核电站主泵一号密封室螺栓更换方式

介绍了CPR1000堆型核电站核岛主泵的一号密封室螺栓的两种更换方式,并且就4×4的更换方式的可行性以及注意事项进行了研究和分析,对于后续项目建设以及运行期间的螺栓更换提供参考。     

AP1000核级泵应用浅谈

<正>"AP1000堆型中使用的核级泵设备相对于其他堆型骤减,有关厂家已开始谋划转型,将产品线向其他方向延伸。"目前国内在建以及规划建设的核电站主要有法国M310堆型改进型(二代和二代加)和美国AP1000堆型(三代),其中M310改进堆型以目前辽宁红沿河厂址、福建宁德厂址、广东阳江厂址等批量建设的CPR1000堆型为典型代表,AP1000堆型则以浙江三门、山东海阳厂址上建设的中国示范堆工程为代表。其他还有已建设运营的浙江秦山三期CANDU重水堆,     

轻水堆压力容器大型锻件的制造

随着核电站的单堆容量的不断增大,轻水堆压力容器部件也相应地向大型化、一体化方向发展。考虑到核容器的安全性和经济性,因此要尽量减少焊缝长度。采用400～500吨级巨型钢锭成功地锻造了大型、一体化锻件,使这种设计思想得到实现。本文简略地介绍轻水堆压力容器大型锻件的制造工艺。     

EPR和CPR1000核电站水压试验泵的差异分析及选型研究

核电站反应堆一回路系统水压试验的首要目的是检验反应堆冷却剂系统及相关辅助系统承压运行时的密封性和安全性。借助于上充泵使压力分若干等级增加至17.3MPa后,水压试验的升压功能由上充泵转为水压试验泵执行,EPR和CPR1000核电站一回路系统水压试验的试验泵分别由应急硼化泵和水压试验泵执行水压试验功能。本文通过对比应急硼化泵和水压试验泵的功能、设计要求、结构特点及运行特性,分析两者差异,并在此基础上,对EPR和CPR1000核电站水压试验泵的选型进行研究。     

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。     

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。     

核电站轴封主泵外导流管锁片孔加工工艺

巴基斯坦恰希玛C3、C4核电站轴封主泵~([1])是哈尔滨电气动力装备有限公司翻版设计,其加工工艺方法完全自主的核电站反应堆冷却剂主泵。C3C4核电站核主泵外导流管是核电站轴封主泵的关键部件之一,外导流管锁片孔的加工质量对紧固螺栓的安全锁紧至关重要,锁片孔的加工质量可影响螺栓长时间的锁紧。现有同行业锁片孔加工工艺的质量不稳定且操作复杂,为解决这一难题,我公司自主创新了新的核电站轴封主泵外导流管的加工工艺方法,采用非标L型角度头与数控加工中心相结合的方法并取得成功,新研发的工艺方法具有低成本、高精度、数控加工等优势且取得满意的工艺效果。     

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。     

反应堆冷却剂泵转速测量关键部件辐照试验设计

核电厂RCP系统是压水堆核电厂的关键设备之一。主泵转速监测设备的主要作用是监测反应堆冷却剂泵的转速。主泵转速频率电流转换器作为主泵转速监测设备的关键部件,属于K2类鉴定要求范畴,需要完成辐照试验。本文根据核电站现场辐照条件及用户使用寿命的需求,对辐照试验的试验方案和试验环境进行了设计。试验结论表明,试验方案可行有效,经验证,该设备在安装现场辐照剂量率不大于15m Sv/h的环境下,能够满足5年正常工作的可靠性要求。