壓水堆核電站主冷卻劑泵泵殼的實驗應(yīng)力

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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。

安全殼噴淋泵是核電站安全殼噴淋系統(tǒng)(eas)的組成部分,通過國內(nèi)、外安全殼噴淋泵在水力設(shè)計、結(jié)構(gòu)設(shè)計和各細(xì)部設(shè)計的對比,分析出核電站核泵研制的新思路。

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)

由重慶水泵廠研制的百萬千瓦壓水堆核電站上充泵樣機(jī)近日通過國家能源局、中國機(jī)械工業(yè)聯(lián)合會和國內(nèi)核電公司、科研單位專家鑒定。

介紹cpr1000壓水堆核電站電動輔助給水泵設(shè)計過程和總體結(jié)構(gòu)，經(jīng)過評審和試驗驗證該泵設(shè)計合理，性能達(dá)到設(shè)計目標(biāo)，處于國內(nèi)領(lǐng)先水平。

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

介紹cpr1000壓水堆核電站電動輔助給水泵設(shè)計過程和總體結(jié)構(gòu),經(jīng)過評審和試驗驗證該泵設(shè)計合理,性能達(dá)到設(shè)計目標(biāo),處于國內(nèi)領(lǐng)先水平。

為響應(yīng)國家大力推進(jìn)核電站國產(chǎn)化建設(shè)的要求，打破國內(nèi)核電站核二、三級泵之輔助給水汽動泵長期以來依靠進(jìn)口的局面，杭州汽輪機(jī)股份有限公司（htc）、中國核電工程有限公司（cnpe）和上海阿波羅機(jī)械制造有限公司（apollo）于2008年3月至2010年6月13日進(jìn)行了汽動輔助給水泵的聯(lián)合研制，并已通過國家級鑒定。

安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專設(shè)安全設(shè)施,作用是在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故(loca)時,保持堆芯被水淹沒,防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時,快速注入濃硼溶液,從而使反應(yīng)堆快速安全停堆,并防止反應(yīng)堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調(diào)試主要通過流量驗證的方式,來保證系統(tǒng)運(yùn)行參數(shù)能夠滿足設(shè)計要求。

壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料概述 李承亮,張明乾 (深圳中廣核工程設(shè)計有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反應(yīng)堆壓力容器是核電站重要部件之一,綜述了反應(yīng)堆壓力容器材料的發(fā)展歷程、性能要求、在役輻照 脆化、制造現(xiàn)狀等,指出a5082ⅲ鋼具有優(yōu)良的焊接性、較高的淬透性和抗中子輻照脆化性,并具有良好的低溫沖擊韌 性和較低的無延性轉(zhuǎn)變溫度等優(yōu)點(diǎn)。分析了該鋼的化學(xué)成分、制造工藝與性能之間的關(guān)系,對反應(yīng)堆壓力容器材料 國產(chǎn)化的實現(xiàn)與未來發(fā)展方向的指引有一定的參考作用。 關(guān)鍵詞　　壓水堆核電站　反應(yīng)堆壓力容器　材料　輻照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

核電廠反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的重要組成部分,是封閉放射性物質(zhì)的主要屏障之一,其內(nèi)部安裝反應(yīng)堆堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件以及為控制安全運(yùn)行所需的測量元件或組件。由于設(shè)計要求嚴(yán)格,對核電廠建設(shè)進(jìn)度與安全運(yùn)行具有重要影響,有必要結(jié)合實際制造經(jīng)驗,分析和總結(jié)rpv關(guān)鍵工藝環(huán)節(jié),研究改進(jìn)方案,提升產(chǎn)品質(zhì)量與制造效率。介紹了ap1000,m310等核電機(jī)組rpv大面積不銹鋼堆焊、徑向支承塊焊接、j形坡口焊接、ω焊縫密封焊、接管-筒體對接焊等關(guān)鍵工序的制造經(jīng)驗,分析了工藝難點(diǎn),提出了改進(jìn)方案。

壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料概述 李承亮,張明乾 (深圳中廣核工程設(shè)計有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反應(yīng)堆壓力容器是核電站重要部件之一,綜述了反應(yīng)堆壓力容器材料的發(fā)展歷程、性能要求、在役輻照 脆化、制造現(xiàn)狀等,指出a5082ⅲ鋼具有優(yōu)良的焊接性、較高的淬透性和抗中子輻照脆化性,并具有良好的低溫沖擊韌 性和較低的無延性轉(zhuǎn)變溫度等優(yōu)點(diǎn)。分析了該鋼的化學(xué)成分、制造工藝與性能之間的關(guān)系,對反應(yīng)堆壓力容器材料 國產(chǎn)化的實現(xiàn)與未來發(fā)展方向的指引有一定的參考作用。 關(guān)鍵詞　　壓水堆核電站　反應(yīng)堆壓力容器　材料　輻照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

主要介紹了核電站一回路冷卻劑主泵鑄造不銹鋼泵殼不規(guī)則壁厚的測量方法,分為粗加工前的余量確認(rèn)測量和精加工完成后的精確測量兩個階段。詳細(xì)介紹了樣板測量、激光跟蹤儀測量的具體工藝。

隨著人類對核安全的重視,雙層安全殼結(jié)構(gòu)在核電站的應(yīng)用越來越多,雙層安全殼施工技術(shù)的研究和發(fā)展有著十分重要的意義,本文就雙層安全殼施工幾項關(guān)鍵技術(shù)的應(yīng)用和研究方向提出了建議。

核電站即將運(yùn)行于我國電力系統(tǒng)中,建立核電站的數(shù)學(xué)模型,模擬核電站同電網(wǎng)之間的相互影響非常必要。本文從理論上著重分析和研究了壓水堆核電站的內(nèi)部物理過程,導(dǎo)出了一組與之相適應(yīng)的用19階微分方程式表示的數(shù)學(xué)模型,并將其同電力系統(tǒng)中期動態(tài)穩(wěn)定分析程序相結(jié)合。文中還通過一階躍響應(yīng)驗證了模型的正確性。

焊接填充材料不僅影響焊接過程的穩(wěn)定性、焊接接頭的性能和質(zhì)量,同時也影響焊接效率。壓水堆核電站建設(shè)中主管道傳統(tǒng)手工焊接用的填充材料是er316l,該材料焊接性能穩(wěn)定,易于操作。主管道窄間隙自動焊采用窄間隙坡口和單層單道焊接技術(shù),該工藝需要焊絲具有更好的熔池流動性和更高的純凈度以保證焊縫成形質(zhì)量,該文就上述要求對自動焊專用焊絲進(jìn)行研究。

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。

第三代非能動壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設(shè)置了噴淋系統(tǒng),在超設(shè)計基準(zhǔn)事故或恐怖襲擊導(dǎo)致乏燃料池水排空時,為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設(shè)計中的兩個重要指標(biāo)是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設(shè)計者應(yīng)基于噴嘴性能試驗結(jié)果,根據(jù)乏燃料池結(jié)構(gòu)尺寸和乏燃料特性,確定噴淋流量、噴嘴數(shù)量和布置方式等參數(shù),完成系統(tǒng)設(shè)計,提供足夠冷卻流量。

壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器是在高溫、高壓流體沖刷和腐蝕，以及強(qiáng)烈的中子輻照等惡劣條件下運(yùn)行的，因此asme規(guī)范第?卷要求，反應(yīng)堆壓力容器應(yīng)采用優(yōu)質(zhì)材料、嚴(yán)格制造工藝、完善的試驗和檢查技術(shù)，且在服役期間必須定期進(jìn)行檢查。

核電站主泵電動機(jī)的開發(fā)