壓水堆核電廠冷卻劑主循環(huán)泵技術(shù)歷程和發(fā)展

敘述了在壓水堆核電站主冷卻劑泵的研制中,對安全一級部件的主泵泵殼進(jìn)行“光彈”和“電測”實(shí)驗(yàn)應(yīng)力分析,旨在保證泵殼的結(jié)構(gòu)設(shè)計合理,并確保壓力邊界的完整和安全。實(shí)驗(yàn)分別用幾何相似的模型泵殼,在內(nèi)壓、自重、地震以及接管系統(tǒng)載荷作用下進(jìn)

敘述了在壓水堆核電站主冷卻劑泵的研制中,對安全一級部件的主泵泵殼進(jìn)行“光彈”和“電測”實(shí)驗(yàn)應(yīng)力分析,旨在保證泵殼的結(jié)構(gòu)設(shè)計合理,并確保壓力邊界的完整和安全。實(shí)驗(yàn)分別用幾何相似的模型泵殼,在內(nèi)壓、自重、地震以及接管系統(tǒng)載荷作用下進(jìn)行。文中給出了詳細(xì)的實(shí)驗(yàn)結(jié)果;同時根據(jù)“asme”規(guī)范,對實(shí)驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行了分析和評價。

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

冷卻劑泵 一概述 冷卻劑泵的功能 反應(yīng)堆冷卻劑泵，簡稱主泵，其主要功能是使一回路冷卻劑形成強(qiáng)迫循環(huán)，從而把反應(yīng)堆中產(chǎn) 生的熱量傳送至蒸汽發(fā)生器，以產(chǎn)生蒸汽，推動汽輪機(jī)做功。它是壓水堆核電站的關(guān)鍵設(shè)備之 一，也是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中唯一的回轉(zhuǎn)機(jī)械設(shè)備。 冷卻劑泵的基本要求 a.能夠長期在無人維護(hù)條件下安全可靠的工作 b.便于維修，輔助系統(tǒng)簡單 c.主泵轉(zhuǎn)動組件能提供足夠轉(zhuǎn)動慣量，以便在全廠斷電情況下，利用主泵惰性提供足夠冷卻劑 流量，使反應(yīng)堆堆芯得到適當(dāng)?shù)睦鋮s d.過流零部件表面采用奧氏體不銹鋼，或者其它同等耐腐蝕材料 e.帶放射性的冷卻劑泄漏要盡量少 冷卻劑泵的分類 a.密封泵，也稱屏蔽泵或無填料泵，泵的葉輪和電機(jī)轉(zhuǎn)子連成一體，并裝在同一密封殼體內(nèi)， 消除了冷卻劑外漏的可能性，密封性能非常好 b.立式單級離心泵，泵的電動機(jī)與水泵泵體分開組裝，中間以短軸相接。能基本保證一回路與 環(huán)境的密

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

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

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

根據(jù)大型核電廠的技術(shù)特點(diǎn),對汽動給水泵、定速電動給水泵和帶液偶變速電動給水泵進(jìn)行綜合技術(shù)經(jīng)濟(jì)分析,給出了4×33.3%帶液偶變速電動給水泵作為大型核電機(jī)組的主給水系統(tǒng)推薦方案。

根據(jù)1000mw壓水堆核電廠的特點(diǎn),對常規(guī)島主給水泵設(shè)計輸入進(jìn)行了分析,指出應(yīng)選擇一回路最佳估算流量下的接口參數(shù)為設(shè)計輸入,給水泵的流量裕量取值為計算流量的5%、阻力裕量取值為計算阻力的10%能夠滿足電廠最大連續(xù)出力運(yùn)行要求,并具有良好的經(jīng)濟(jì)性。

④ 勰一)第6卷第2期 l993年5月 核電工程與技術(shù) nuclearpowerengineering＆technology v01．6no2 mavl993 壓水堆核電廠安全二級泵的汽蝕余量 顧全生tlzf ． -i、3 (上海核i翟麗計院) 摘要 本文敘述壓水堆棱電廠安全二級泵．包括高壓安注泵余熱排出泵和安全殼噴 淋泵的汽蝕余量。為了避免上述各t_t-~時發(fā)生汽蝕、本文討論如何確定其安裝 標(biāo)高。 ：毫蘭苧，，壓 刖舌 根據(jù)美國核管會導(dǎo)則的要求．為確保核電廠應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼排熱系統(tǒng)的泵 (屬安全二級泵)，在各種事故工況下均應(yīng)能正常發(fā)揮其功能．這一方而要求泵的結(jié)構(gòu)設(shè)計 具有低的必需汽蝕余蠡．另一方面要求與使用條件有關(guān)的泵裝置具有足夠高的有效汽蝕余 量，從而避免泵發(fā)生汽蝕． 反應(yīng)堆失水事故時，為

介紹秦山核電二期工程主泵結(jié)構(gòu)及主泵的監(jiān)測和保護(hù)系統(tǒng),重點(diǎn)介紹了秦山核電二期工程特有的雙通道振動監(jiān)測器及相關(guān)設(shè)備。

基于壓水堆核電站,介紹了循環(huán)水泵用齒輪箱減速器的基本特點(diǎn)、國產(chǎn)化難點(diǎn)及國內(nèi)發(fā)展概況。討論了核電用齒輪箱的傳動方案設(shè)計,涉及基本參數(shù)的確定、均載機(jī)構(gòu)的設(shè)計、主要零件的選材與熱處理等。最后展望核電用齒輪箱的發(fā)展前景。

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?，F(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。

核電廠二回路主給水系統(tǒng)是保證蒸汽發(fā)生器冷卻的重要系統(tǒng),同時也是水錘頻發(fā)的管段,研究水錘對主給水系統(tǒng)的規(guī)律對于系統(tǒng)穩(wěn)定運(yùn)行具有重要意義。文章以主給水系統(tǒng)作為研究對象,通過flowmaster軟件的瞬態(tài)計算功能,建立給水泵、控制閥門等邊界條件下的數(shù)學(xué)模型,計算閥門、泵關(guān)閉時產(chǎn)生的水錘壓力,并且導(dǎo)出壓力等參數(shù)的瞬時變化解。結(jié)論驗(yàn)證了flowmaster瞬態(tài)計算功能計算水錘的可行性,結(jié)合工程實(shí)例說明,增加給水控制閥、給水泵關(guān)閉時間能有效控制水錘,改變給水泵、給水控制閥關(guān)閉觸發(fā)信號間隔能緩解水力沖擊,以及管徑等因素對水錘的影響,對于實(shí)際工程中的設(shè)計和系統(tǒng)優(yōu)化具有一定指導(dǎo)作用。

根據(jù)國家能源局對能源行業(yè)核電標(biāo)準(zhǔn)體系建設(shè)的安排,2013年10月14日,能源行業(yè)核電標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會秘書處在北京組織召開了"壓水堆核電廠標(biāo)準(zhǔn)體系(金屬材料)修訂討論會"。來自中國核電工程有限公司、上海核工程研究設(shè)計院、中廣核工程有限公司、中國核動力研究設(shè)計院、哈電集團(tuán)(秦皇島)重型裝備有限公司、鋼鐵研究總院、中國第一重型機(jī)械集團(tuán)公司、蘇州熱工研究院有限公司8家單位的標(biāo)技委委員和專家參會。

新燃料升降機(jī)是核電廠燃料操作與貯存系統(tǒng)的重要設(shè)備之一。其主要功能是配合輔助吊車與人橋吊車將新燃料組件運(yùn)送到乏燃料水池底部進(jìn)行貯存,還可運(yùn)送可燃毒物組件存放架和乏燃料組件至指定高度進(jìn)行清潔去污、檢查及修復(fù)。新燃料升降機(jī)主要由起升機(jī)構(gòu)、軌道、燃料艙和上部構(gòu)件組成,其中起升機(jī)構(gòu)作為驅(qū)動和承載部件對整機(jī)的可靠性及安全性至關(guān)重要。文章以"華龍一號"新燃料升降機(jī)為例,對其起升機(jī)構(gòu)進(jìn)行了優(yōu)化設(shè)計,滿足了單一故障保護(hù)要求,提高了燃料操作的安全性,對核電廠起重設(shè)備的設(shè)計具有一定的參考意義。

中國一重經(jīng)過二年零三個月的加工制造，克服技術(shù)、制造中的重重困難、攻克一道道難關(guān)，完成了福清核電站1號機(jī)組2號（3號）百萬千瓦核電反應(yīng)堆冷卻劑泵泵殼制造工作。經(jīng)過精心組織，于2011年12月31日在一重大連核電石化事業(yè)部，對福清反應(yīng)堆冷卻劑泵2號（3號）泵殼進(jìn)行了強(qiáng)度水壓試驗(yàn)。

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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

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。

秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的儀表和控制設(shè)計參考了大亞灣核電站的設(shè)計,但作了冷卻劑系統(tǒng)三環(huán)路改二環(huán)路的適應(yīng)性修改。本文總結(jié)了秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)儀表和控制的設(shè)計、重要儀表控制設(shè)備的研制。具體介紹了反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)保護(hù)變量的選取、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)對堆芯的控制和監(jiān)測以及提高核電廠可利用率的設(shè)計,并著重介紹了重要儀表控制設(shè)備的國產(chǎn)化研制過程。1號機(jī)組的成功運(yùn)行證明:設(shè)計和研制是非常成功的。