压水堆核电站主冷却剂泵泵壳的实验应力

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基于压水堆核电站,介绍了循环水泵用齿轮箱减速器的基本特点、国产化难点及国内发展概况。讨论了核电用齿轮箱的传动方案设计,涉及基本参数的确定、均载机构的设计、主要零件的选材与热处理等。最后展望核电用齿轮箱的发展前景。

安全壳喷淋泵是核电站安全壳喷淋系统(eas)的组成部分,通过国内、外安全壳喷淋泵在水力设计、结构设计和各细部设计的对比,分析出核电站核泵研制的新思路。

本文回顾了压水堆(pwr)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的nsss中,第三代压水堆(pwr)主泵的有关问题。

本文回顾了压水堆(pwr)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的nsss中,第三代压水堆(pwr)主泵的有关问题。(由于篇幅关系,本文分两期刊出)

由重庆水泵厂研制的百万千瓦压水堆核电站上充泵样机近日通过国家能源局、中国机械工业联合会和国内核电公司、科研单位专家鉴定。

介绍cpr1000压水堆核电站电动辅助给水泵设计过程和总体结构，经过评审和试验验证该泵设计合理，性能达到设计目标，处于国内领先水平。

冷却剂泵 一概述 冷却剂泵的功能 反应堆冷却剂泵，简称主泵，其主要功能是使一回路冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产 生的热量传送至蒸汽发生器，以产生蒸汽，推动汽轮机做功。它是压水堆核电站的关键设备之 一，也是反应堆冷却剂系统中唯一的回转机械设备。 冷却剂泵的基本要求 a.能够长期在无人维护条件下安全可靠的工作 b.便于维修，辅助系统简单 c.主泵转动组件能提供足够转动惯量，以便在全厂断电情况下，利用主泵惰性提供足够冷却剂 流量，使反应堆堆芯得到适当的冷却 d.过流零部件表面采用奥氏体不锈钢，或者其它同等耐腐蚀材料 e.带放射性的冷却剂泄漏要尽量少 冷却剂泵的分类 a.密封泵，也称屏蔽泵或无填料泵，泵的叶轮和电机转子连成一体，并装在同一密封壳体内， 消除了冷却剂外漏的可能性，密封性能非常好 b.立式单级离心泵，泵的电动机与水泵泵体分开组装，中间以短轴相接。能基本保证一回路与 环境的密

介绍cpr1000压水堆核电站电动辅助给水泵设计过程和总体结构,经过评审和试验验证该泵设计合理,性能达到设计目标,处于国内领先水平。

为响应国家大力推进核电站国产化建设的要求，打破国内核电站核二、三级泵之辅助给水汽动泵长期以来依靠进口的局面，杭州汽轮机股份有限公司（htc）、中国核电工程有限公司（cnpe）和上海阿波罗机械制造有限公司（apollo）于2008年3月至2010年6月13日进行了汽动辅助给水泵的联合研制，并已通过国家级鉴定。

安全注入系统是压水堆核电站的重要专设安全设施,作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故(loca)时,保持堆芯被水淹没,防止燃料包壳熔化;或在主蒸汽系统发生管道破裂事故时,快速注入浓硼溶液,从而使反应堆快速安全停堆,并防止反应堆重返临界。安全注入系统的调试主要通过流量验证的方式,来保证系统运行参数能够满足设计要求。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

核电厂反应堆压力容器(rpv)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,是封闭放射性物质的主要屏障之一,其内部安装反应堆堆芯、堆内构件以及为控制安全运行所需的测量元件或组件。由于设计要求严格,对核电厂建设进度与安全运行具有重要影响,有必要结合实际制造经验,分析和总结rpv关键工艺环节,研究改进方案,提升产品质量与制造效率。介绍了ap1000,m310等核电机组rpv大面积不锈钢堆焊、径向支承块焊接、j形坡口焊接、ω焊缝密封焊、接管-筒体对接焊等关键工序的制造经验,分析了工艺难点,提出了改进方案。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

主要介绍了核电站一回路冷却剂主泵铸造不锈钢泵壳不规则壁厚的测量方法,分为粗加工前的余量确认测量和精加工完成后的精确测量两个阶段。详细介绍了样板测量、激光跟踪仪测量的具体工艺。

随着人类对核安全的重视,双层安全壳结构在核电站的应用越来越多,双层安全壳施工技术的研究和发展有着十分重要的意义,本文就双层安全壳施工几项关键技术的应用和研究方向提出了建议。

核电站即将运行于我国电力系统中,建立核电站的数学模型,模拟核电站同电网之间的相互影响非常必要。本文从理论上着重分析和研究了压水堆核电站的内部物理过程,导出了一组与之相适应的用19阶微分方程式表示的数学模型,并将其同电力系统中期动态稳定分析程序相结合。文中还通过一阶跃响应验证了模型的正确性。

焊接填充材料不仅影响焊接过程的稳定性、焊接接头的性能和质量,同时也影响焊接效率。压水堆核电站建设中主管道传统手工焊接用的填充材料是er316l,该材料焊接性能稳定,易于操作。主管道窄间隙自动焊采用窄间隙坡口和单层单道焊接技术,该工艺需要焊丝具有更好的熔池流动性和更高的纯净度以保证焊缝成形质量,该文就上述要求对自动焊专用焊丝进行研究。

中国一重经过二年零三个月的加工制造，克服技术、制造中的重重困难、攻克一道道难关，完成了福清核电站1号机组2号（3号）百万千瓦核电反应堆冷却剂泵泵壳制造工作。经过精心组织，于2011年12月31日在一重大连核电石化事业部，对福清反应堆冷却剂泵2号（3号）泵壳进行了强度水压试验。

第三代非能动压水堆核电站ap1000中首次为乏燃料池设置了喷淋系统,在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时,为乏燃料提供冷却。喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有效喷淋流量。设计者应基于喷嘴性能试验结果,根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性,确定喷淋流量、喷嘴数量和布置方式等参数,完成系统设计,提供足够冷却流量。

压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此asme规范第ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。

核电站主泵电动机的开发