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。     

新轴承使核电站运行更稳定

正日前,由哈电集团哈尔滨电气动力装备有限公司完全自主研制的"华龙一号"核电机组反应堆冷却剂泵推力轴承在哈尔滨通过专家评审。反应堆冷却剂泵是核电站回路系统中的重要设备,而轴承则是反应堆冷却剂泵的关键部件,是核电站正常运行的重要保障。以往的金属轴承易磨损,为反应堆冷却剂泵的安全运行带来隐患,同时     

模拟水锤激励下的电动闸阀振动特性分析

电动闸阀是反应堆冷却剂系统的关键设备之一,是浮动式核电站反应堆冷却剂压力边界的关键组成部分,保证压力边界的完整性,在其启闭的过程中往往会产生水锤效应,轻则引起管道的强烈振动,重则拉裂管道弯头焊接口,破坏闸阀结构,丧失闸阀基本功能。本文以某型水上浮动式核电站电动闸阀为研究对象,通过有限元分析软件建立了闸阀的动力学分析模型,通过等效激励的方式模拟了水锤作用效果,探究了在水锤激励作用下闸阀的振动特性,并基于分析结论给出了工程建议,为水锤效应分析及闸阀设计提供了参考。     

AP 1000反应堆冷却剂泵的船用化探讨

AP 1000的反应堆冷却剂泵采用屏蔽电机泵,它具有高度可靠性。本文列述AP 1000反应堆冷却剂泵的构成及其技术特点,并根据船用化条件探讨AP 1000反应堆冷却剂泵船用化的可行性。     

基于马尔可夫模型的船用PWR-RCS管道焊接可靠性分析

以统计分析为基础，运用马尔可夫模型对船用压水型反应堆冷却剂系统（PWR—RCS）的管道焊接可靠性进行了定量分析，计算出其在服役0～50年间处于各种状态的概率，由此可知焊缝在役检查的重点是裂纹检查，这对反应堆安全运行有一定的参考价值。     

基于主管道接管座内圆角打磨的三通倒角研究

文章以理论建模为指导,结合反应堆主冷却剂管道ADS-4接管座内圆角打磨的实践操作,研究分析了影响打磨效果的关键控制因素,形成一套合理可行的打磨方法,为类似三通接管座打磨研究提供一定的技术参考。     

反应堆冷却剂流量控制研究

为优化反应堆冷却剂流量控制,提出了根据蒸发器蒸汽压力适时地连续改变反应堆冷却剂流量,以维持蒸发器蒸汽压力基本不变的控制策略。建立了被控对象的常微分数学模型,并根据当前实际控制工程领域仍然广泛采用传统PID控制的现状,设计了反应堆功率控制器和冷却剂泵转速控制器,并对其进行了详细阐释。根据蒸汽阀门开度阶跃变化整个闭环系统数值计算结果,确定了控制器参数。     

百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。     

反应堆冷却剂泵惰转惯量计算与分析

基于反应堆冷却剂泵惰转的功能要求,利用动量守恒方程推导出反应堆冷却剂泵的惰转瞬态模型和惰转惯量计算方法。通过计算,验证了惰转瞬态模型和惰转惯量计算方法的准确性。结果表明,该计算方法可用于反应堆冷却剂泵惰转惯量的初步设计,结合瞬态模型可以进一步验证设计结果是否满足系统的功能要求。     

反应堆厂房模型对主系统地震响应的影响研究

针对反应堆厂房内部结构分别使用梁模型和壳模型进行建模,同时建立了详细的一回路系统与反应堆厂房结构耦接。利用ANSYS软件对不同厂房结构的反应堆冷却剂系统进行地震动力分析,得到了冷却剂系统主设备关键位置的地震响应载荷结果,对不同厂房结构情况下的载荷响应值进行了对比分析;同时,对不同的厂房结构进行了地震加速度响应谱分析,验证了梁、壳两种厂房结构对反应堆冷却剂系统地震响应的影响。     

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。     

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.     

M100D型反应堆冷却剂泵上仪表隐患分析

反应堆冷却剂泵是核电厂一回路最为重要的转动设备。本文介绍了M100D型反应堆冷却剂泵仪表原理功能及其隐患地分析,以供核电仪控人员参考。     

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。     

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。     

特殊流道主泵低流阻水力部件研究

主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,也是反应堆冷却剂系统压力边界的组成部分,能保证反应堆冷却剂压力边界的结构完整性。在实现主泵基础性能指标的同时,低流阻水力部件设计优化也应重点研究。根据特殊流道主泵结构形式,以降低主泵水力部件流动阻力系数为目标,开展特殊流道主泵低流阻水力部件设计,完成低流阻水力部件性能分析及低流阻优化,设计出能够满足要求的低流阻主泵水力部件。     

百万千瓦级核电站轴封型主泵研发方案

反应堆冷却剂泵是压水堆核电站一回路系统的关键设备之一,其可靠性直接影响到反应堆的安全运行。文中介绍了我国自主开发的轴封型反应堆冷却剂泵研发项目的必要性和项目总体研发策略,并基于华龙一号项目的设计要求,提出了轴封型主泵的总体技术方案、需要解决的关键技术问题及试验与鉴定项目。     

中国秦山30万千瓦核电厂主泵满负荷试验——KSB公司RER 700型主泵性能简介

拥有技术上先进的反应堆冷却剂泵,是核电厂的骄傲。本文对秦山核电厂的反应堆冷却剂泵的设计特征,功能,材料和结构等作了较详细的介绍。该泵在KSB公司的试验台架上通过了严格考验,包括满负荷性能试验,冷却水和注入水断失试验,热虹吸运行等十多个试验项目,其结果表明,秦山核电厂的反应堆冷却剂泵,运行可靠,质量上乘,完全满足合同要求。全文约六千个中文字,图表十九幅。     

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.     

CPR1000核电机组主泵增设非能动停车密封分析

本文针对我国CPR1000核电机组反应堆冷却剂泵存在的双机组同时失电工况下轴封冷却水不足问题,提出增设非能动停车密封和水压试验泵两种方法。并对美国西屋公司和法国阿海珐公司的非能动停车密封进行了技术分析,初步论证了其CPR1000机组反应堆冷却剂泵实施改进的可行性。