核电用泵浅谈

在核电站中各种泵类机组是重要的辅机设备。核电用泵是代表泵类技术先进水平、具有高技术含量和高产值的产品之一。 核电站根据产生蒸汽方式的不同(确切地说是根据中子慢化剂/冷却堆芯的载热剂的不同)分为轻水堆、重水堆、高温气冷堆和尚未投入商业运行的快中子增殖堆,其中轻水堆又分为压水堆和沸水堆两种。不同的堆型需要不同的泵型。

核电用泵试验台建造经验浅谈

核电用泵试验台,尤其是核安全一、二级泵试验台,由于其试验项目和试验工况多、要求高,型式试验通常要做高温高压,冷、热冲击等试验,因此涉及到的专业和领域很多,在试验台设计和建设过程中需要注意的问题也比较多。简要介绍了在核电用泵试验台设计和建造过程中的一些经验和注意事项。

核电用泵抗震试验法及分析法鉴定对比研究

文章基于自主研发的某泵样机,利用抗震试验法和抗震分析法开展抗震鉴定分析,以证明在SL2(极限安全地震)期间,泵及其部件能维持结构的完整性和可运行性。通过对比两种抗震鉴定方法的报告,分析类同项和差异项,评估两种抗震鉴定方法的优缺性。

核电用泵水力部件的疲劳寿命设计

AP1000主泵叶轮在试验中曾出现过疲劳裂纹,并因此影响了项目进展。为避免该状况再次出现,以确保核泵水力部件在不易监测和检查的高温、高压一回路介质中长期稳定运行,梳理了核泵水力部件疲劳设计需考虑的主要因素,并提出和分析验证了减小核泵水力部件疲劳情况的设计修改方法。

某核电站海水循环泵电机振动上涨问题分析和处理

某核电站海水循环泵电机多次出现振动上涨问题,解体检查发现导瓦固定螺栓松动或断裂,通过调整瓦座绝缘垫片的厚度使得围筒和瓦枕螺栓孔同心,将固定螺栓更换为法兰面螺栓以增大螺栓和围筒的接触面积,研制并安装导瓦紧固螺栓防松装置,从根本上解决了导瓦螺栓松动问题,消除了电机振动上涨缺陷,积累了类似缺陷处理的经验。

核电厂上充泵推力轴承损伤成因及运维优化研究

推力轴承是核电厂上充泵可靠运行的关键部件之一,用于承受泵轴的轴向载荷以及限制泵轴的轴向位移。针对上充泵推力轴承运维中频繁出现的损伤问题,开展其损伤成因分析,研究其运维优化工艺和措施,提升了上充泵运行的可靠性。

核电厂主给水泵机械密封失效分析及改进

以实际工作中遇到的主给水泵机械密封失效问题着手,从机械密封的冷却水设计流量、机械密封冷却水过滤器的选型、机械密封换热器的安装位置、转子定位以及机械密封辅助密封圈的选择几个方面逐一分析对机械密封失效的影响,从而确定了失效的主要原因是机械密封静环座辅助密封圈在轴向微动时摩擦力增加,辅助密封圈轴向微动时被“挂”在静环座上,使静环补偿能力变差;再叠加机械密封冷却水过滤器选型不当,加速了机械密封磨损失效,并针对上述问题进行了相关改进。

核电站主给水泵联轴器膜片断裂原因分析及改进

针对国内A核电站主给水泵系统(压力级泵)联轴器膜片断裂故障,参照“故障树分析方法”,分别对膜片质量、联轴器工作工况、联轴器设计选型等方面进行分析,找到故障原因,制定改进措施,经实践应用效果良好,可为同类设备类似故障的处理提供参考借鉴。

核电厂上充泵轴承振动大故障分析及处理

针对某核电厂上充泵在机组换料大修后出现的非驱动端轴承振动大问题,通过滑动轴承间隙前后变化对比、润滑油管路振动频谱测量、轴承温度与振动的耦合关系分析,确定故障是因轴承间隙偏大使泵转子稳定性降低、轴承与其联接的润滑油管路发生共振、对中预偏置和“间隙密封轴承”承载使轴承处于轻载状态共同影响所致。根据分析结果,提出了具体解决措施,包括对非驱动端轴承间隙进行调整、改变润滑油管的固有频率、在润滑油管与轴承之间增加隔振部件等,最终问题得以改善。

核电用汽动泵轴承超速工况影响下寿命研究

核电站汽动辅助给水泵作为核电站专设安全设施之一,在机组丧失主给水时,作为正常给水的备用,向蒸汽发生器二次侧提供足够流量的给水,导出堆芯余热,事故工况下保障核电厂的安全停堆。根据现场反馈,轴承故障是汽动辅助给水泵故障的主要原因之一,主要故障模式为轴承磨损、涂层脱落等,这与汽动泵滑动轴承的维护更换周期不合适有着必然的联系。为了更精确地确定轴承的维护更换周期,减少由于维护不足或维护过度导致的故障次数,提高机组运行的安全性,基于对汽动泵滑动轴承的运行工况、结构组成、材料属性、现场反馈等信息作为输入,从“工程思维”角度出发,基于可追溯、可查询的方法和数据,从基本额定寿命、可靠性因素、环境影响三个方面考虑,提出一种适用于此类滑动轴承的可靠性寿命计算方法,为滑动轴承现场维修、更换和替代提供参考和依据。

核电厂给水泵叶片断裂分析处理及改进研究

为解决某核电厂给水泵叶片断裂及裂纹问题,通过材质成份、力学性能、金相组织、叶片厚度等对比分析,认为主因是叶片出口处厚度不足叠加铸造缺陷,导致叶片在出口应力集中处疲劳断裂。提出有条件的补焊修复作为临时方案,增加叶片厚度、打磨叶轮流道、加强无损检测等措施的落实作为长期方案,改进型叶轮已成功应用并通过了验证。文中所述分析过程及论证方法,为类似问题处理提供参考。

核电厂CRF循环水泵推力轴承材料剥落损伤机理研究

核电厂CRF循环水泵选用球面圆锥滚子轴承作为推力轴承,是重要的轴向承载部件,其外圈多次发生材料剥落损伤问题。对损伤的推力轴承开展化学成分、材料硬度、剥落微观形貌、显微组织、应力分布等分析,得出以下结论:推力轴承外滚道在过大载荷作用下会加速产生异常白色组织(“蝴蝶斑”),从而发生材料疲劳剥落。该分析结果为核电厂CRF循环水泵的推力轴承选型和维修优化提供了理论支撑。

核主泵泵壳主螺纹孔表面质量加工优化

探讨在镗铣中心对大尺寸螺纹孔加工所进行的工艺优化。为提高加工效率,选用多刃螺纹铣刀进行加工,常规操作方法为按切削刃数逐个加工周期手工输入,切削阻力大,螺纹联接处会产生接刀痕迹或过切现象,螺纹表面质量不合格。基于核主泵主螺纹孔尺寸大、加工精度高、形位公差要求严格,研究出了连续加工的铣削方法,采用小圆弧切入、小圆弧切出,设置螺纹深度判断程序,实现全程螺纹连续铣削的数控程序,提高表面加工质量,保证螺纹孔的表面质量。

主给水泵机械密封技术改进分析

简述了核电厂给水泵机械密封的使用情况,详细分析了机械密封失效的原因以及技术改进的必要性。在此基础上优化了机械密封各部件材质,并根据工况对设计参数进行了合理的计算与校核。模拟现场工况进行了静压试验和运转试验,经过现场四年左右的运行验证,使用情况良好,主给水泵机械密封可靠性和稳定性满足设备的要求。

国产汽动辅助给水泵可靠性提升研究

核电厂汽动辅助给水泵在全厂断电的情况下为蒸汽发生器提供给水,是核安全相关重要设备。在国际环境日趋复杂的今天,关键安全设备自主可控国产化对我国核电事业发展有着非同一般的意义。目前,汽动辅助给水泵已成功国产化并在国内多台机组成功应用。因设备复杂、运行条件严苛,国产汽动辅助给水泵在应用的过程中,包括调试及运行阶段,均多次出现各种类型的故障。无论是设备的运行参数,还是出现故障的机率,国产汽动辅助给水泵相对进口设备均尚有提升空间。通过总结国产汽动辅助给水泵调试、运行期间出现的问题以及相对应的解决方法,研究提升国产汽动辅助给水泵可靠性的途径,以降低设备的故障率并提高核电机组的安全性,同时为关键安全设备国产化过程提供建议及方向,希望能有助于减少国产设备应用过程中问题的出现。

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。

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300 MW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。

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。

我国核电站核泵现状及国产化前景

列述了我国核电站核泵国产化进程中存在的问题,并有针对性地进行了分析述评。

核电站余热排出泵导叶的设计探索

本文利用CFD软件对余热排出泵原始模型在设计工况下的内部流场进行数值模拟,通过对模拟结果的分析发现影响泵性能的因素,据此对子午流道结构进行改进的合理优化设计,从而提高了产品的效率和经济性。本文提出的优化方法为今后的设计提供了有益的参考。