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。     

核电站反应堆冷却剂泵试验回路的设计,建造与运行

本文介绍了该核电站反应堆冷却剂泵试验回路的设计思想和系统构成。概述试验回路在建造过程中遇到的技术难点和解决方法。列述试验回路在运行过程中具回路构成器件、控制、联锁、仪表等系统在试验中分别所起的重要作用。运行实践证明了此试验回路设计的合理性及系统各部分的可靠性。     

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。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

AP1000反应堆冷却剂泵“3s供电”问题分析

针对AP1000核电技术中反应堆冷却剂泵因所采用的屏蔽泵转动惯量小、泵的惰走时间短,在汽轮机跳机后,如何保持反应堆冷却剂泵电机3s供电时间的问题,结合AP1000核电厂系统固有特点,分析了“孤岛运行”、“机组满功率运行”、“机组满功率运行＋ 500 kV外电网失去”、“机组满功率运行＋外电网失去”4种极限工况特点.根据电网稳定性和堆芯偏离核态沸腾仿真结果,分析了汽轮机跳机后的电气系统响应和反应堆冷却剂系统响应.研究结果表明,在汽轮机跳机后系统能满足反应堆冷却剂泵3s供电时间要求,以增加冷却剂强迫循环时间,实现安全停堆.     

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆（AP1000）冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。     

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。     

核反应堆冷却剂循环泵的现状及发展

介绍水冷堆和钠冷堆的反应堆冷却剂循环泵的工作原理以及性能和结构特点。通过对比屏蔽泵、轴封泵和电磁泵的优缺点,并结合我国核泵国产化需求,从泵的选取、泵的节能、结构与材料、生产工艺、制造技术等方面作了简要分析,并对未来发展趋势作了近期展望。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究

AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化,完整性比传统设计更加可靠,但由于采用了先漏后破技术,屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备,以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异,使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点,分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性,并提出了合理化建议。     

核电站反应堆冷却剂泵的模态分析

以某核电站反应堆冷却剂泵（以下简称核泵）为研究对象,对核泵结构进行适当简化后,建立有限元模型,并在有连杆和无连杆两种工况下,计算核泵的固有频率,得出了其前12阶固有频率和振型,并结合核泵具体结构对其固有频率和振型进行了简要说明,计算了阻尼器、拉杆和立柱刚度对核泵固有频率的影响。分析结果可以为下一步进行核泵的地震响应分析提供理论依据。     

错列导叶对反应堆冷却剂泵水力性能的影响

本文采用数值模拟对交错形式的导叶叶片对于三代核电站反应堆冷却剂泵性能的影响进行研究。通过数值模拟和试验结果的比较验证了数值模拟的有效性。数值研究获得了不同交错叶片导叶方案下核主泵性能的变化。得到了水力性能曲线,轴向力曲线和压力脉动频谱图。数值结果表明:在额定流量下交错叶片稍微减少了水力效率,但对扬程、轴向力和功率几乎没有影响。交错叶片导叶有利于压力脉动,降低了水力部件内部压力脉动的振幅幅值,交错角3/4的方案是一个比较好的选择。     

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.     

三代核电CAP1400/AP1000湿绕组型反应堆冷却剂泵的技术特点

介绍了用于三代核电CAP1400/AP1000湿绕组型反应堆冷却剂泵,着重对压力边界、水力部件、飞轮、热屏、冷却系统及湿绕组电动机等设计特点进行了描述,并对湿绕组主泵电动机与屏蔽主泵电动机进行了对比。     

复杂约束条件下高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法

在高核功率反应堆冷却剂泵动压控制中,面临众多复杂约束条件,导致PID控制能力降低,增加主泵停运风险,进而影响整个核电站的安全运行。为了提高核电站供电能力,提出一种复杂约束条件下的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法。通过分析高核功率反应堆冷却剂泵工作原理,选取有代表意义的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制约束条件,并以此为基础,采集不同工况下主泵内部流畅运行所产生的液膜压力和叶轮压力,输入PID控制器中,根据PID控制器输出的控制策略,实现高核功率反应堆冷却剂泵动压控制。实验结果表明：方法可有效控制泵密封端面液膜压力,避免主泵内冷却剂外泄,且叶轮片表面的空化体积分数均处于较低水平,对密封端面和叶轮片的控制性能均较强。     

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。     

300MW核反应堆冷却剂泵泵壳的超声波探伤试验研究

文章针对３００ＭＷ核反应堆冷却剂泵泵壳研制中的探伤技术条件要求及其难眯论述了超声波探伤工艺试验，研究结果为指导泵壳产品生产提供了可靠依据。     

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。     

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。     

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。