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。

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。

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。

核电站常规岛凝结水泵的设计研制

凝结水泵是核电站常规岛重要辅机之一。它的用途是将凝汽器热井的凝结水送至除氧器,同时向汽轮机旁路系统及疏水扩容器设备提供减温水。通过对秦山核电二期2x650MW机组常规岛凝结水泵的设计研制,证明了常规岛凝结水泵的设计研制是成功可靠的,可以在650-1000MW核电机组中广泛应用,并延伸至1750MW核电机组,完全实现国产化。

核电站主泵的主轴、堆焊层和护环材料的抗腐蚀性能分析

本文阐述压水堆一回路主泵(冷却剂循环泵)的主轴、堆焊层和护环材料的试验研究,分析它们在常温下的点蚀行为和电偶腐蚀行为,在高温高压环境中的均匀腐蚀和应力腐蚀行为。分析结果表明,主轴、堆焊层和护环材料具有较好的抗点蚀能力,在发生点蚀后其膜具有自修复能力,能阻止点蚀的进一步发展;主轴-堆焊层电偶对、堆焊层-护环电偶对发生电偶腐蚀的电流密度分别为0.129μA/cm^2、0.039μA/cm^2,属于电偶腐蚀敏感性评价等级中的A级,两种电偶对具有很好的耐电偶腐蚀性能;主轴-堆焊层-护环焊接接头在300℃的高温水中腐蚀3000 h后,没有发生应力腐蚀,且均匀腐蚀速率仅为0.23 mg/dm^2·m。分析结果对主泵的主轴、堆焊层和护环的设计和选材具有重要指导意义。

核电站主泵泵壳密封垫的结构分析与研究

泵壳密封垫是核电站主泵重要的静密封件,设置在主泵泵壳与泵盖间,承受主泵各种预期的瞬态压力和温度,防止反应堆冷却剂泄漏。本文主要介绍泵壳密封垫的结构特点和工作原理,分析了不同结构密封垫的特点,在此基础上研究泵壳密封垫的设计改进方案。

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。

田湾核电站二期主给水泵振动原因分析与处理

本文针对田湾核电站二期工程带弹簧隔振基础的定速主给水泵振动问题进行了分析,分别从管路问题、设备本体问题、基础问题等方面进行根本原因查找,有效解决了田湾核电站二期工程带弹簧隔振基础定速主给水泵的振动问题。

核电站用混凝土蜗壳式循环水泵的系统及结构

混凝土蜗壳式循环泵是只有在核电站见到的独特泵型,因所输送海水流量超大致蜗壳体形巨大,为节省金属才用混凝土制成。本文综述了混凝土蜗壳式循环水泵(以下简称"循泵")在系统中的作用以及循泵系统的组成和结构。

百万千瓦压水堆核电站核级上充泵样机研制概述

上充泵是核电站的化学和容积控制系统(RCV)的组成部分,列述上充泵的主要功能和特点、上充泵的性能参数、泵的结构设计和各细部设计,概述研发要点。

田湾核电站常规岛主给水泵轴封泄漏原因分析与处理

本文针对田湾核电站常规岛主给水泵轴封泄漏原因进行了分析,查找出泄漏产生的根本原因,确定了针对性解决方案,从而提高了主给水泵运行的安全性与稳定性,为后续处理类似缺陷提供了参考借鉴。

核电站主泵转子稳定性研究

本文通过压水堆核电站轴封型主泵的设计计算,结合产品出厂试验及在电站现场调试运行情况,分析了RSR轴封型核主泵转子部件轴向力的构成,初步设定转子运行的边界条件,采用理论方法计算转子部件总的轴向力,并与水力模型泵实测获得的轴向力进行对比。在此基础上,分析了影响核主泵转子运行稳定性的诸因素,针对性地提出了应对措施。核主泵已在全流量试验回路上进行了多次测试,并顺利通过了核电站的冷调试和热调试阶段,主泵运行稳定。

岭澳核电站二期APA主给水泵机械密封故障原因分析

对岭澳核电站二期(简称岭澳二期)电动主给水泵系统(APA)给水泵组机械密封磨损和泄漏的根本原因进行分析。选用RREP型机械密封为原型,分别对密封环强度、泵效轮结构、静环密封圈结构和传动方式等方面进行了改进,并利用Cstedy仿真软件对改进后的RREP型机械密封进行了技术校核。经现场验证,新密封运行良好,彻底解决了机械密封磨损及泄漏的问题,可为同类设备类似故障的处理提供借鉴。

核电站主给水泵轴向位移超标原因分析与处理

分析主给水泵轴向位移超标跳泵缺陷成因,制定可行的解决方案,并根据实际效果持续改进,提高主给水系统及机组的安全可靠性,为处理类似缺陷提供参考。

田湾核电站扩建工程水压试验泵设计改进

田湾核电站一期工程水压试验泵多台同类型泵在运行过程中屡次出现柱塞密封件异常磨损、十字头撞击产生凹痕等缺陷。为了避免上述缺陷在扩建工程中重复发生,本文对扩建工程泵的结构设计进行分析,推测泵运行状态,结论是可以避免类似缺陷的发生。泵的实际运行状态待扩建工程正式投运后进行评价。

百万千瓦核电站100型主泵1号机械密封泄漏量异常波动的原因分析

简要介绍了100型主泵1号机械密封结构及工作原理,对主泵1号机械密封进行受力计算及热弹性变形分析,阐述1号机械密封泄漏量异常的原因。

CPR1000压水堆核电站的电动辅助给水泵性能分析

CPR1000核电站的电动辅助给水泵流量范围宽广,而其配套电机功率有限制值,导致设计时水力模型选择会遇到一定困难。本文用无量纲性能曲线分析水力性能最高效率点参数及功率极大值点的流量,从理论上指出使辅助给水泵性能达到规定要求的应采取做法,有助于国产化过程中快速完成水力模型的研发。(CPR是"中国压水堆"的英文缩写)

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。