壓水堆核電廠安全二級泵汽蝕余量

單級立式離心泵汽蝕余量 東莞杰凱泵業(yè)有限公司是一家專業(yè)生產(chǎn)jkh化工用單級立式離心泵等工業(yè)用水泵產(chǎn)品生產(chǎn) 和銷售的企業(yè)，公司自創(chuàng)建以來本著“科技創(chuàng)新、用戶至上、追求卓越”的宗旨，不斷發(fā) 展壯大;組建了一支“管理科學(xué)化，組織專業(yè)化、銷售健全化，服務(wù)規(guī)范化”的高素質(zhì)隊伍， 現(xiàn)已發(fā)展成為一個集研制、生產(chǎn)、經(jīng)營和服務(wù)為一體的綜合企業(yè)。公司已建立了一整套從 設(shè)計、開發(fā)、生產(chǎn)、制造到服務(wù)的嚴(yán)格質(zhì)量保證體系。 當(dāng)單級立式離心泵制成后，其必需的汽蝕余量npshr是已經(jīng)確定不能改變的，單級立式離 心泵在運(yùn)行中發(fā)生汽蝕則取決于有效的汽蝕余量npsha。 杰凱泵業(yè)原則上說，當(dāng)npsha＞npshr時，泵就能正常運(yùn)行，否則泵不應(yīng)運(yùn)行。 單級立式離心泵在泵裝置中，其安裝高度是固定的，但不銹鋼磁力泵從泵裝置得到的有 效汽蝕余量npsha值將隨泵的流量增大而降低；而由單級立式離心泵本

汽蝕余量和水泵安裝高度計算

泵的汽蝕余量和安裝高度的計算 一、氣蝕的發(fā)生過程 液體汽化時的壓力稱為汽化壓力（飽和蒸汽壓力），液體汽化壓力的大小和溫度有關(guān)， 溫度越高，由于分子運(yùn)動更劇烈，其汽化壓力越大。20℃清水的汽化壓力為233.8pa,而100℃ 水的汽化壓力為101296pa(一個大氣壓)。可見，一定溫度下的壓力是促成液體汽化的外界 因素。液體在一定溫度下，降低壓力至該溫度下的汽化壓力時，液體便產(chǎn)生氣泡，把這種產(chǎn) 生氣泡的現(xiàn)象稱為氣蝕。 氣蝕時產(chǎn)生的氣泡，流動到高壓處時，其體積減小以至破滅。這種壓力上升，氣泡消失 在液體中的現(xiàn)象稱為氣蝕的潰滅。 為保證泵不汽蝕，泵葉輪進(jìn)口處單位重量的液體所必須具有的超過汽化壓力的富余能 量。淺釋如下： 當(dāng)離心泵的吸入高度過大和液體溫度較高時，以致使吸入口壓強(qiáng)小于或等于液體飽和蒸汽 壓，則液體會在泵進(jìn)口處沸騰汽化，在泵殼內(nèi)形成一個充滿蒸汽的空間，隨著泵旋轉(zhuǎn)，

應(yīng)用停泵水錘的基本理論,建立了壓水堆核電廠三回路水泵、泵出口閥、冷凝器和出水虹吸井等邊界條件的數(shù)學(xué)模型,并采用特征線法進(jìn)行求解。結(jié)合工程實(shí)例計算說明,泵出口閥的關(guān)閉程序?qū)λN壓力的影響較大,水泵出口采用兩階段關(guān)閉液控蝶閥可以有效減小停泵水錘壓力,但其關(guān)閉程序應(yīng)在水錘數(shù)值模擬分析的基礎(chǔ)上優(yōu)化確定。

《壓水堆核電廠的運(yùn)行》 課程論文 題目：ap1000核電廠與二代壓水堆核電廠主 泵運(yùn)行的比較 學(xué)號： 姓名： 班級： 專業(yè)： 2012年11月 ap1000核電廠與二代壓水堆核電廠 主泵運(yùn)行的比較 摘要：綜合介紹美國西屋公司第三代先進(jìn)壓水堆a(bǔ)p1000屏蔽式 電動主泵以及現(xiàn)代壓水堆核電廠使用最廣泛的冷卻劑泵—軸密封泵。 通過對屏蔽式電動主泵和軸封泵功能及機(jī)械結(jié)構(gòu)方面的介紹,分析比 較ap1000核電廠與二代壓水堆核電廠主泵的運(yùn)行。 關(guān)鍵詞：壓水堆核電站ap1000屏蔽式電動主泵軸封泵 二代壓水堆主泵運(yùn)行比較 abstract:thesynthesisoftheu.s.westinghousethirdgenerationof advancedpressurizedwaterreactorap1000shieldedelectri

汽蝕余量與安裝高度計算 必需汽蝕余量npshr 其中：v0、w0—葉片進(jìn)口稍前的絕對速度和相對速度 λ—汽蝕系數(shù) 此參數(shù)是規(guī)定泵要達(dá)到的汽蝕性能參數(shù)，npshr越小，泵的抗汽蝕性能越好。它主要與泵本身（流道形狀設(shè)計）有關(guān)， 還與泵的工況有關(guān)。 有效汽蝕余量npsha 其中：ps、vs分別為泵進(jìn)口法蘭處的壓力和速度 pv為該介質(zhì)在工作溫度下的汽化壓力 npsha又稱為裝置汽蝕余量，是由泵的吸入裝置提供的，表示在泵進(jìn)口處單位重要液體具有的超過汽化壓力水頭的富余 能量。它主要與裝置參數(shù)和液體性質(zhì)有關(guān)。 許用汽蝕余量[npsh] 這是確定泵使用條件（如安裝高度）用的汽蝕余量，它應(yīng)大于臨界汽蝕余量，以保證泵運(yùn)行時 不發(fā)生汽蝕。通常取[npsh]=npshr+k，k?。?.3~0.5）m 汽蝕基本方程式——即是泵發(fā)生汽蝕條件的物理表達(dá)式 即npsha=npshr

計算離心泵安裝汽蝕余量的方法 對于油泵，安裝高度是用汽蝕余量δh來計算，即泵允許吸液體的真空度， 亦即泵允許的安裝高度，單位用米。用汽蝕余量δh由油泵樣本中查取，其值也 用20℃清水測定。若輸送其它液體，亦需進(jìn)行校正，詳查自平衡多級泵廠長沙 宏力水泵的網(wǎng)站：。 吸程=標(biāo)準(zhǔn)大氣壓（10.33米）-汽蝕余量-安全量（0.5米） 標(biāo)準(zhǔn)大氣壓能壓管路真空高度10.33米。 例如：某泵必需汽蝕余量為4.0米，求吸程δh？ 解：δh=10.33-4.0-0.5=5.83米 從安全角度考慮，泵的實(shí)際安裝高度值應(yīng)小于計算值。當(dāng)計算之hg為負(fù)值時， 說明泵的吸入口位置應(yīng)在貯槽液面之下。 例2-3某離心泵從樣本上查得允許吸上真空高度hs=5.7m。已知吸入管路的全 部阻力為1.5mh2o，當(dāng)?shù)卮髿鈮簽?.81×104pa，液體在吸入管路中的動壓頭 可忽略。試計

先說一下各種汽蝕余量的概念： npsh，汽蝕余量，是水泵進(jìn)口的水流能量相對汽化壓力的富余水頭。.n't'x9x/ 要談允許汽蝕余量的由來，首先講npsh的一種：有效汽蝕余量npsha（npshavailable， 也有以δha表示），取決于進(jìn)水池水面的大氣壓強(qiáng)、泵的吸水高度、進(jìn)水管水頭損失和水流 的工作溫度，這些因素均取決于水泵的裝置條件，與水泵本身性能無關(guān)，所以也有叫裝置汽 蝕余量的。 npshr（npshrequired，δhr），必需汽蝕余量。由上所述，在一定裝置條件下，有效汽蝕 余量δha為定值，此時對于不同的泵，有些泵發(fā)生了汽蝕，有些泵則沒有，說明是否汽蝕 還與泵的性能有關(guān)。因?yàn)棣膆a僅說明泵進(jìn)口處有超過汽化壓力的富余能量，并不能保證泵 內(nèi)壓力最低點(diǎn)（與泵性能有關(guān)）的壓力仍高于汽化壓力。將泵內(nèi)的水力損失和流速變化引起 的壓力降低

為有效減小地震災(zāi)害對核電廠安全殼的影響,基于安全殼的動力特性,從隔震技術(shù)原理出發(fā),分析安全殼采用隔震技術(shù)的可行性。以某核電廠為對象,對比分析了隔震技術(shù)對安全殼的減震效果,并應(yīng)用優(yōu)化技術(shù)進(jìn)行了隔震設(shè)計。結(jié)果表明,采用隔震技術(shù)可顯著提高安全殼的抗震性能。

壓水堆核電廠運(yùn)行 課程論文 ap1000核電廠二代壓水堆 安全設(shè)施和系統(tǒng)的比較 學(xué)生姓名： 班級：090 學(xué)號：090 二零一二年十一月 ap1000核電廠二代壓水堆安全設(shè)施和系統(tǒng)的比較 ap1000簡介 ap1000又稱為先進(jìn)壓水堆，自美國三里島核電站和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站 事故發(fā)生以來，暴露了二代核電廠設(shè)計中的一些根本性的弱點(diǎn)和安全隱患。迫切 的需要一種安全又可靠的新型核電廠來取代二代核電廠。20世紀(jì)80年代中期開 始，美國epri與nrc的支持下，經(jīng)過多年努力，制定了一個能被供貨商、投 資方、業(yè)主、核安全局、用戶和公眾各方面都能被接受的，提高電廠安全性和改 善經(jīng)濟(jì)性的設(shè)計基礎(chǔ)，1990年，發(fā)表了適用于先進(jìn)輕水堆核電廠設(shè)計的urd， 1994年歐共體制定了eur。現(xiàn)在人們通常把符合urd和eur要求的核反應(yīng)堆 稱作先進(jìn)堆核電廠。 非能動安全系統(tǒng) ap

安全級控制顯示裝置是核電廠操作員與數(shù)字化核安全級控制保護(hù)系統(tǒng)進(jìn)行交互的人機(jī)接口,因其功能強(qiáng)大,且具備高度可靠性等特點(diǎn),一直以來我國核電廠都需要進(jìn)口安全級控制顯示裝置.gpu200是廣利核公司自主研發(fā)的核電廠安全級控制顯示裝置,本文從確定性、可靠性、可維護(hù)性和人因工程等維度闡述了gpu200的軟件設(shè)計,尤其是自監(jiān)督等關(guān)鍵技術(shù)的實(shí)現(xiàn)方法.目前gpu200作為我國首套核安全級設(shè)備已成功應(yīng)用于陽江核電廠5、6號反應(yīng)堆控制保護(hù)系統(tǒng).

福島核事故引發(fā)了全球范圍內(nèi)對核電廠地震風(fēng)險的重新審視。我國是地震多發(fā)國家,同時在可以預(yù)期的未來多年內(nèi)是世界上最大的核電建造國,因此應(yīng)重視核電廠的地震風(fēng)險。現(xiàn)有核電廠的抗震設(shè)計主要是基于確定論設(shè)計,難以全面評估核電廠地震風(fēng)險的大小。核電廠地震概率安全評價是利用概率論方法評估核電廠地震風(fēng)險的有效方法,對核電廠抗震薄弱環(huán)節(jié)識別和抗震安全改進(jìn)具有重要意義。文章全面介紹了壓水堆核電廠地震概率安全評價方法的開發(fā)流程和技術(shù)要素,指出了應(yīng)在核電廠地震概率安全評價中考慮的重要因素和處理方法,為國內(nèi)核電廠地震概率安全評價工作提供參考。文章建議盡快完善我國核電廠地震概率安全標(biāo)準(zhǔn)體系建設(shè),指導(dǎo)國內(nèi)核電廠廣泛開展地震概率安全評價工作。

能源行業(yè)核電標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會秘書處于2014年12月22日~24日在北京組織召開了核電標(biāo)準(zhǔn)審查會,本次會議審查了由中國核動力研究設(shè)計院主編的《壓水堆核電廠安全降壓和排氣系統(tǒng)設(shè)計準(zhǔn)則》、《壓水堆核電廠反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保溫層設(shè)計制造規(guī)范》和中廣核工程有限公司主編的《核級金屬波紋管膨脹節(jié)設(shè)計制造規(guī)范》。來自環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心、上海核工程研究設(shè)計院、中國核電工

壓水堆核電廠運(yùn)行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠運(yùn)行p-t圖的分析 學(xué)號：201220040313 姓名：王濤 班級：1220403 專業(yè)：核工程與核技術(shù) 時間：2015年11月24日 壓水堆核電廠運(yùn)行p-t圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強(qiáng)度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (p-t曲線)所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運(yùn)行時所應(yīng)遵守的核電廠運(yùn)行p-t圖[2]。 二、限制線 把反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行的溫度、壓力限制標(biāo)注在p—t圖上，則構(gòu)成了rcp標(biāo)準(zhǔn)工況p—t圖。 對于核電廠從換料到功率運(yùn)行的反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行方式，溫度和壓力都

針對法國900mw壓水堆核電廠余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計,探討了其存在的一些安全問題及其設(shè)計改進(jìn)方案。并指出余熱排出系統(tǒng)在事故緩解中的重要性。

壓水堆核電廠運(yùn)行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠運(yùn)行p-t圖的分析 學(xué)號：201220040313 姓名：王濤 班級：1220403 專業(yè)：核工程與核技術(shù) 時間：2015年11月24日 壓水堆核電廠運(yùn)行p-t圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強(qiáng)度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (p-t曲線)所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運(yùn)行時所應(yīng)遵守的核電廠運(yùn)行p-t圖[2]。 二、限制線 把反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行的溫度、壓力限制標(biāo)注在p—t圖上，則構(gòu)成了rcp標(biāo)準(zhǔn)工況p—t圖。 對于核電廠從換料到功率運(yùn)行的反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行方式，溫度和壓力都

秦山核電廠安全殼預(yù)應(yīng)力施工

安全殼作為核電廠的第三道屏障,也作為最后一道屏障,在核電廠安全上有著重要的意義,因此壓水堆技術(shù)規(guī)格書對安全殼的要求也非常嚴(yán)格,特別是對安全殼泄漏率的要求,但安全殼涉及與外的接口又特別多。本文從方家山2號機(jī)組安全殼壓力的異常變化分析安全殼各泄漏的可能性,利用排除法最終確定泄漏點(diǎn)。并利用分析安全殼壓力的細(xì)微變化,快速定位泄漏部位。

分析了古田溪水電廠二級電站原#1、#2水輪機(jī)汽蝕產(chǎn)生的原因;介紹了具體處理過程;總結(jié)了改造經(jīng)驗(yàn)。

百萬千瓦級壓水堆核電廠核島土建設(shè)計的廠址適應(yīng)性分析

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠冷卻劑主循環(huán)泵(簡稱主泵)從無密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發(fā)展經(jīng)歷,從核安全要求達(dá)成的技術(shù)共識,以及世界知名泵廠商在自主化技術(shù)背景下各自形成的主泵的技術(shù)風(fēng)格與流派。介紹了主泵技術(shù)的改進(jìn)與創(chuàng)新,以及采用非能動安全系統(tǒng)、優(yōu)化及簡化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關(guān)問題。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠冷卻劑主循環(huán)泵(簡稱主泵)從無密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發(fā)展經(jīng)歷,從核安全要求達(dá)成的技術(shù)共識,以及世界知名泵廠商在自主化技術(shù)背景下各自形成的主泵的技術(shù)風(fēng)格與流派。介紹了主泵技術(shù)的改進(jìn)與創(chuàng)新,以及采用非能動安全系統(tǒng)、優(yōu)化及簡化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關(guān)問題。(由于篇幅關(guān)系,本文分兩期刊出)