一种核电厂重要厂用水泵房环境温湿度高处理方法

高温高湿气候时,东南沿海核电厂重要厂用水泵房频发温度高报警或设备凝露问题,影响泵电机运行安全,降低核电厂冷源安全可靠性。因此,在不改变当前通风方式情况下,提出在泵房进风风室增加一种新风混风制冷机组进行空气温湿度处理的方法。机组采用两路新风,将经制冷除湿后的新风与外界新风混合。通过计算确定进风参数。该方法无需冷却所有新风,无需再热段,通过混风升温降低相对湿度,可以彻底解决所有工况下泵房环境温度、湿度超标问题,且兼顾经济性。

ACP1000重要厂用水泵出厂试验的研究

重要厂用水泵是核电站重要厂用水系统重要设备,设备正常运行时,流量、扬程、效率、噪声、振动、轴承温度等是检验水泵稳定运行的重要指标。通过搭建试验台架,进行了重要常用水泵出厂试验的研究,试验项目包括了性能试验、噪声测量以及断水试验。通过试验验证了重要厂用水泵技术符合性,为重要厂用水泵在核电站的安全可靠稳定运行提供了试验依据。

核电站重要厂用水泵振动异常的处理及分析

某核电站重要厂用水泵出厂试验时,泵在小流量工况时,上轴承处出现振动异常的现象,导致设备达不到出厂要求,对生产进度造成影响。通过观察重要厂用水泵出厂试验,了解泵机组、试验台及试验管路的振动情况,提出了相应的解决措施,通过后续试验,验证了该方法的正确性,并分析了可能产生振动的原因,为同类泵的设计提供参考。

某核电站厂用水泵螺母断裂原因分析

某核电站厂用水泵法兰螺母开裂,通过外观及断口形貌观察、化学成分分析、显微组织分析和力学性能等测试,得出结果:泵法兰螺母为应力腐蚀开裂;主要原因是材料存在缺陷,大量铁素体沿螺母纵向呈带状分布,颗粒状碳化物沿晶界析出,组织异常导致材料有较大的应力腐蚀敏感性,在环境和应力的作用下发生应力腐蚀开裂。

重要厂用水泵特性试验不合格期间的安全论证

国内运行核电厂曾出现重要厂用水泵特性试验不合格的情况,对于现场已安装投运的泵,发现异常后很多实验台架上能够进行的检测在现场无法实施,加之缺陷处理的时间压力大,使得原因分析和处理存在较大难度,尤其根据试验条件下的数据论证泵能否满足最苛刻条件下的安全准则的分析更为困难。鉴于重要厂用水泵的安全功能以及出现异常后的处理难度,给出了此类情况下原因排查的思路,并结合具体事件重点阐述了重要厂用水泵叶轮缺陷处理期间判断机组能否继续运行的安全论证方法。最后指出了该方法在其他问题上可能的应用,并提出了部分电厂定期试验大纲相关条款的不足之处。

CPR1000重要厂用水泵泵体铸造研究

重点研究了CPR1000重要厂用水泵的铸造工艺设计原则及实际铸造过程中需要控制的重点,同时给出了泵体理化试验与无损探伤规范参数。为减少重要厂用水泵泵体铸造缺陷的产生及提高缺陷的检出率提供借鉴。

核电站重要厂用水泵的轴封改造

设计了一款适用于现有CPR1000堆型核电站重要厂用水泵的机械密封,并通过对重要厂用水泵的正常运行工况和事故工况进行分析,提出重要厂用水泵用机械密封替换填料密封后可能出现的事故运行工况,制定了正常运行使用Plan 32,轴封水中断事故时切换到Plan 14的综合机械密封冲洗方案。通过鉴定试验验证,在CRP1000堆型重要厂用水泵上换装机械密封用以替代现有的填料密封,是可以满足正常运行和事故条件下的使用要求的。

CPR1000核电机组重要厂用水泵功率变化对应急柴油发电机负荷影响分析

核电厂应急柴油发电机组是在厂外工作电源和备用电源均失去的情况下,为具有核安全功能的应急厂用设备提供电能。随着CPR1000核电机组数量的日益增多,应急柴油发电机组加载负荷也不断增大,致使柴油发电机组计算容量已经非常接近甚至超过目前所能使用机型的极限容量,给后续项目的设计和采购工作造成了极大的困难。重要厂用水(SEC)泵的功率是应急柴油发电机组加载负荷的一部分,以广西某沿海地区核电工程项目为例,通过对最终热阱设计基准水温(T7)的取值,厂址海域设计基准洪水位,厂坪标高的确定,水泵扬程及配套电机功率的选取等几方面因素对SEC泵电机功率的影响分析,找出增加加载负荷的原因,并提出优化和改进的方法,以降低应急柴油发电机组的功率负荷。

核电站重要厂用水泵腔积气共性问题原因分析及改进

本文对核电站重要厂用水泵普遍存在的泵腔积气共性问题进行了原因分析,在明确重要厂用水泵腔积气根本原因的基础上,结合泵腔的结构特点,提出了具体的改进措施及建议,可以有效预防重要厂用水泵因泵腔积气导致启泵故障问题的发生,降低核电机组因冷源热阱冗余丧失而存在的后撤风险。

核电站核岛重要厂用水泵气缚故障分析及处理

核电站重要厂用水系统(SEC)是核岛的最终热阱,是核安全相关系统,系统工质(海水)由SEC泵输送。针对多个核电站发生的SEC泵启动无出力故障,经分析排查,确定了故障原因为泵腔进气导致离心泵气缚,给出了相应的处理措施,现场实施效果良好,值得推广。

核三级重要厂用水泵的研制

以核三级重要厂用水泵为研究对象,自主设计了立式、单级、单吸离心泵,经试验验证,结果表明该泵具有效率高、抗汽蚀能力强及运行稳定等特点,提高了国家大型项目设备国产化水平。

基于积分运算的核电站重要厂用水泵盘根磨损分析

某核电站多台重要厂用水泵轴封泄漏量频繁出现异常增大现象,泵解体后均发现最下方的一道盘根磨损严重,已经溃烂,其上方三道盘根磨损较轻,状态较好。本文采用有限元软件对盘根进行建模,拟合应力曲线,分析受力情况,发现苎纤水基材料盘根最下方的一道盘根整体所受到的摩擦力最大,而聚四氟乙烯材料盘根最上方的一道盘根所受摩擦力最大。

华龙一号重要厂用水泵AHM系统应用分析

主要分析了华龙一号机组核电厂健康管理与智能运维系统(AHM)在重要厂用水泵上的应用,包括重要厂用水泵实现在线健康监测与故障诊断的总体技术方案、重要厂用水泵AHM系统功能及技术指标,对重要厂用水泵实现状态监测、故障预警、故障诊断、健康状态评估、维修辅助决策和剩余寿命预测六大功能的技术方案进行了分析,并提出核电厂健康管理与智能运维技术在重要厂用水系统中的应用展望。

核电站重要厂用水泵叶片磨损对其性能的影响

为研究叶片磨损对重要厂用水泵水力性能、内流特性等的影响,应用CFD软件基于标准k−ε湍流模型,通过数值计算方法对重要厂用水泵进行定常与非定常计算,分析叶片不同程度磨损下蜗壳流道内水力性能、内流特性、压力脉动的情况。结果表明:叶片磨损会使叶轮流道内湍动能增加,局部产生低压区;随着磨损程度的增加,低压区逐渐向叶轮流道内扩散并最终至全部流道,使重要厂用水泵流场运行不稳定,扬程、效率降低,磨损5/20时扬程和效率与未磨损时相比均降低1.2%;随着磨损程度的增加,压力脉动的波形变得紊乱,轴频幅值仅次于主频,且越来越高,开始占据主导地位;频域图中,峰值随着磨损程度的增加逐渐上升,说明叶片磨损使泵内流动变得不稳定,波动加剧。

CAP1400厂用水泵设计优化及试验验证

CAP1400厂用水泵是CAP1400示范工程厂用水系统(SWS)的主要设备之一,其主要功能是为设备冷却水系统(CCS)热交换器提供冷却水。根据CAP1400核电站系统的设计要求,该泵为立式长轴泵,且对该泵关闭点下的扬程及水泵振动都有严格要求。针对上述需求,通过理论分析计算、CFD流场优化、结构改进,并在试验台上进行性能试验,验证了关闭点下的扬程能够满足研制任务书要求;通过200小时耐久试验,验证了泵组运行稳定可靠。泵组振动数值远低于研制任务书要求,泵组的噪声、轴承温度均在合理范围内。通过此次对该泵的设计优化,为类似立式长轴泵的设计提供参考。同时,也为该泵在核电厂的安全稳定运行提供有力保障。

核电站重要厂用水泵在线监测与运维技术的研究与工程应用

针对核电站关键设备故障诊断中存在的故障隐患和过度检修等问题,通过开展重要厂用水泵在线监测与运维技术的研究,实现重要厂用水泵关键部件的故障精准诊断及预示。使得重要厂用水泵由定期维修转为视情维修,提高机组运行安全性和经济性。通过搭建重要厂用水泵在线监测与运维技术试验台架,掌握重要厂用水泵正常运行和故障运行状态特征,为重要厂用水泵在线监测和运维技术的研究奠定基础。

重要厂用水泵轴承防水淹没保护机构设计研究及工程应用

针对压水堆核电站重要厂用水泵在事故工况下发生水淹,泵组仍能正常运行的要求,研究了一种轴承防水淹没保护机构,并通过试验验证证明该机构是安全可靠的。

重要厂用水泵润滑脂泄漏分析及应对措施

本文针对某电厂重要厂用水泵润滑脂大量泄漏问题开展了分析研究,通过对现场观察和调查分析,对各潜在原因进行评估,并通过采取改进安装方式和更换O型圈等措施,将泄漏率控制在合理范围内,此方法有效缩短维修工期。

核电站用重要厂用水泵试验台架的选择

从泵设计角度,根据不同项目参数及布置,分析重要厂用水泵在核电现场运行与厂内试验的差异及重要厂用水泵试验的布置需求,根据实践经验及结果,提出重要厂用水泵厂内试验的优选方案。

华龙一号核三级重要厂用水泵的研制

以华龙一号核三级重要厂用水泵为研究对象,自主设计了卧式、单级、单吸离心泵,经试验验证,结果表明该泵具有效率高、抗汽蚀能力强及运行稳定等特性,提高了国家大型项目设备国产化水平。