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。

双吸两端支承型前置泵推力轴承的改进

将YNKn300/200-20Y型泵强制润滑的瓦块推力轴承改成甩油(或浸油)润滑的推力球轴承,取得满意效果.

中压锅炉给水泵的改进设计

为适应电厂中压汽轮发电机组增容的要求,对原配套的DG150—59型中压锅炉给水泵在保持驱动功率和外形安装尺寸不变的条件下,要求流量、扬程增大,效率有较大幅度提高.为此对原泵进行了改进设计,在有限几何空间内改变叶轮的水力尺寸,获得了满意的效果.

大亚湾核电站RRI/SEC热交换器压差高问题的处理

采用根本原因分析法(RCA),应用故障模式分析矩阵,对大亚湾核电站RRI/SEC热交换器频繁出现压差高这一故障的原因进行了分析,并通过试验验证,最后确定了RRI/SEC热交换器故障的根本原因。采用修改SEC系统的加药方式,很好地解决了故障问题。经过两年的运行验证,曾出现压差高的8台热交换器运行状况良好,压差值已控制在设计范围内。

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。

轴承的填脂和补脂方法对其温升的影响

1.问题的提出某单位有4台单级单吸立式离心泵,泵的主要参数为Q=3400 m^3/h,H=25.5 m,n=1000 r/min,介质温度t=5～40℃;泵的运行模式为连续运行。 4台泵均为立式安装,泵在下,电机在上。从驱动端看该泵为逆时针方向旋转。蜗壳式泵体设有泵体密封环,密封环用螺钉固定,叶轮由锁紧螺母组件固定在轴上。刚性轴由两组轴承支撑,下部为径向轴承。

负载和润滑对设备冷却水泵轴承的影响

以核电站设备冷却水泵（以下简称设冷泵）为例，比过深入地分析了负动和润滑对轴承寿命和温度的影响，提出了润滑油选择比较有效的方法，对轴承的报警和停泵温度设定提供了依据。

大亚湾核电站乏燃料冷却水泵定期试验结果偏离设计性能曲线的原因分析与解决方案

详细分析了大亚湾核电站反应堆与乏燃料水池冷却及处理系统冷却水泵定期试验结果偏离其设计性能曲线问题的原因，同时通过现场调查、查阅历史试验数据和相关的理论计算,对乏燃料冷却水泵试验结果偏离设计性能曲线问题进行了理论分析与实际验证，确认泵本身的性能满足设计要求。对今后试验数据的处理提出了几点修改建议，给出了修改后的扬程计算修正公式。

某核电厂冷却水泵叶轮的裂纹成因分析与制造工艺改进

在某1 000 MW核电机组的多台同型号设备冷却水泵检修过程中发现其叶轮普遍存在裂纹。从裂纹形貌、材料性能、铸造工艺、热处理工艺等多方面对叶轮出现裂纹的原因进行了分析。结果表明:材料铸造过程中出现的气孔和疏松等冶金缺陷是叶轮叶片出现裂纹的主要原因。对叶轮的铸造工艺及热处理工艺提出了改进措施,采用新生产工艺可以消除叶轮中的裂纹、穿孔等铸造缺陷,提高了叶轮的质量及服役性能。

核电厂反应堆指套管磨损过快治理技术探索

核电厂堆芯指套管为核电厂反应堆中子通量测量探头提供导向和通道。指套管磨损泄漏将破坏核电厂反应堆一回路压力边界,严重影响核电厂安全稳定运行。分析核电厂反应堆指套管磨损过快的主要原因。针对磨损过快原因,分析和探讨各种指套管磨损治理技术的应用效果,为核电厂反应堆指套管磨损过快的问题解决提供参考借鉴。