反應(yīng)堆主冷卻劑泵

秦山核電二期工程電功率為2×600mw,反應(yīng)堆為壓水堆,兩環(huán)路結(jié)構(gòu),a模式運(yùn)行;堆芯平均線(xiàn)功率密度為161w/cm;換料方式采用年換料四分之一。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用對(duì)稱(chēng)布置,以反應(yīng)堆容器為中心,兩條環(huán)路兩邊對(duì)稱(chēng);主冷卻劑系統(tǒng)額定流量為每條環(huán)路各24290m3/h。中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院(npic)承擔(dān)了反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及相關(guān)的控制、保護(hù)、儀控系統(tǒng)的設(shè)計(jì)與技術(shù)服務(wù)任務(wù),并承擔(dān)有關(guān)的設(shè)計(jì)驗(yàn)證工作。工程實(shí)行院長(zhǎng)領(lǐng)導(dǎo)下的項(xiàng)目負(fù)責(zé)制,建立分工明確的組織管理機(jī)構(gòu)。以中國(guó)的核安全法規(guī)、工程合同和業(yè)主要求為基礎(chǔ),制定質(zhì)量保證大綱和設(shè)計(jì)文件清單。設(shè)計(jì)中主要采用法國(guó)rcc系列規(guī)范,系統(tǒng)中重要的設(shè)計(jì)結(jié)果都經(jīng)過(guò)了試驗(yàn)的驗(yàn)證。各種實(shí)測(cè)值與設(shè)計(jì)分析計(jì)算值的比較表明,秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)的理論計(jì)算值與實(shí)堆的實(shí)測(cè)值符合良好。試驗(yàn)結(jié)果表明設(shè)備性能完善,能夠滿(mǎn)足核電站正常和事故工況下的運(yùn)行要求。

介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)源項(xiàng)計(jì)算方法、程序和計(jì)算結(jié)果。該輻射源項(xiàng)用于確定核電站廠房、換料設(shè)備和設(shè)施屏蔽厚度及其輻射劑量場(chǎng)。

為確保核電廠的安全,在秦山核電二期工程的設(shè)計(jì)過(guò)程中,按照核安全法規(guī)haf0400及其相關(guān)導(dǎo)則規(guī)定的原則和要求,制訂并實(shí)施了設(shè)計(jì)質(zhì)量保證大綱。這一質(zhì)保大綱為設(shè)計(jì)規(guī)定了各種控制、驗(yàn)證措施,使所有影響設(shè)計(jì)質(zhì)量的活動(dòng)都在受控狀態(tài)下進(jìn)行并達(dá)到了期望的設(shè)計(jì)質(zhì)量。

介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和設(shè)備的主要設(shè)計(jì)參數(shù)、設(shè)備設(shè)計(jì)制造標(biāo)準(zhǔn)及材料的選擇,系統(tǒng)的各種標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行方式,還對(duì)系統(tǒng)的主要設(shè)備和管道的布置、管道支吊架的選擇和設(shè)置進(jìn)行了說(shuō)明。

反應(yīng)堆主泵

介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主設(shè)備設(shè)計(jì)中所涉及的力學(xué)分析工作。主設(shè)備包括反應(yīng)堆壓力容器(包含控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、堆內(nèi)構(gòu)件和燃料組件)、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器。主要涉及的內(nèi)容包含每個(gè)設(shè)備部件的應(yīng)力、疲勞、熱棘輪、斷裂力學(xué)分析和內(nèi)部構(gòu)件流致振動(dòng)分析以及試驗(yàn)驗(yàn)證等。設(shè)計(jì)者已掌握了主設(shè)備設(shè)計(jì)中所涉及的力學(xué)分析技術(shù),取得了大量的成果。但是,仍有部分工作是與國(guó)外的設(shè)計(jì)單位合作完成的,我們還需做更深入的研究。

介紹了在秦山核電二期工程反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)力學(xué)分析工作中所使用的設(shè)計(jì)規(guī)范、準(zhǔn)則、分析方法、分析模型、使用載荷、分析結(jié)果等情況。主冷卻劑系統(tǒng)結(jié)構(gòu)分析是系統(tǒng)和部件設(shè)計(jì)的基礎(chǔ),包括靜力分析、地震分析和失水事故分析(loca)三大部分,為各設(shè)備部件、管件、支撐及土建結(jié)構(gòu)提供設(shè)計(jì)載荷和其它接口參數(shù);輔助系統(tǒng)力學(xué)分析對(duì)核輔助管道進(jìn)行了應(yīng)力、疲勞和熱棘輪分析,以驗(yàn)證管道在核電廠壽期內(nèi)的結(jié)構(gòu)完整性,為支撐的布置和選型提供依據(jù)。同時(shí)總結(jié)了設(shè)計(jì)工作中積累的經(jīng)驗(yàn)和發(fā)現(xiàn)的不足,為將來(lái)的核電廠的設(shè)計(jì)工作提供參考。

根據(jù)秦山核電二期工程的實(shí)際經(jīng)驗(yàn),首先介紹了在反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(簡(jiǎn)稱(chēng)rcp系統(tǒng))的設(shè)計(jì)中所采用的管理模式——項(xiàng)目管理模式,包括管理過(guò)程的描述和組織機(jī)構(gòu)。然后簡(jiǎn)要介紹了設(shè)計(jì)管理中工程進(jìn)度的控制、設(shè)計(jì)接口管理、設(shè)計(jì)質(zhì)量的控制和驗(yàn)證、設(shè)計(jì)文件管理、中間文件的管理等等內(nèi)容。介紹了技術(shù)服務(wù)管理,主要是設(shè)備制造技術(shù)服務(wù)和現(xiàn)場(chǎng)安裝及調(diào)試技術(shù)服務(wù)、管理程序、技術(shù)交底、驗(yàn)收活動(dòng)等的管理情況。

第七章_反應(yīng)堆主泵

按照rcc-m規(guī)范要求對(duì)秦山核電二期工程反應(yīng)堆主冷卻劑管道系統(tǒng)的穩(wěn)壓器波動(dòng)管作了3維完全彈塑性分析,其結(jié)果能包絡(luò)其它小口徑輔助接管嘴的力學(xué)行為。結(jié)果表明,在嚴(yán)苛的包絡(luò)載荷作用下,接管嘴響應(yīng)表現(xiàn)出安定性行為,因而秦山核電二期工程反應(yīng)堆主冷卻劑管道系統(tǒng)輔助接管的設(shè)計(jì)滿(mǎn)足rcc-m規(guī)范的要求。

簡(jiǎn)要介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主設(shè)備支承的設(shè)計(jì)(包括設(shè)計(jì)準(zhǔn)則、設(shè)計(jì)輸入、結(jié)構(gòu)特點(diǎn)與安裝布置)、制造要求以及安裝調(diào)試等。秦山核電二期工程一號(hào)機(jī)組主設(shè)備支承的制造、安裝調(diào)試結(jié)果表明,主設(shè)備支承的設(shè)計(jì)是合理可行的。

秦山核電二期擴(kuò)建工程冷卻劑泵為西屋100d型,由美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì),日本三菱重工和三菱電機(jī)制造,安裝位置位于核電廠反應(yīng)堆安全殼廠房?jī)?nèi)。由于反應(yīng)堆冷卻劑泵(以下簡(jiǎn)稱(chēng)主泵)的自身特點(diǎn)和其在整個(gè)核電廠運(yùn)行中的重要地位,主泵的正確安裝,與核電廠的正常運(yùn)行息息相關(guān),是整個(gè)工程安裝中難度較大的部分。本文簡(jiǎn)要描述了秦山二期擴(kuò)建工程主泵本體的安裝邏輯和施工過(guò)程,根據(jù)現(xiàn)場(chǎng)實(shí)踐進(jìn)行經(jīng)驗(yàn)總結(jié),期望對(duì)同類(lèi)設(shè)備的安裝有所幫助。

第七章_反應(yīng)堆主泵匯總

第七章_反應(yīng)堆主泵分解

敘述了在壓水堆核電站主冷卻劑泵的研制中,對(duì)安全一級(jí)部件的主泵泵殼進(jìn)行“光彈”和“電測(cè)”實(shí)驗(yàn)應(yīng)力分析,旨在保證泵殼的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)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)

本文以300mw壓水堆核電站反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵(軸流泵)為例,介紹利用cxf流動(dòng)計(jì)算軟件,分析冷卻液通過(guò)葉輪、導(dǎo)葉、壓出室的液體流動(dòng)狀態(tài)(流態(tài)),研究單通道和全通道時(shí)的效率及其通道對(duì)效率的影響,并采用實(shí)測(cè)手段研究對(duì)比理論數(shù)據(jù)與實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)之間的差別。

敘述了在壓水堆核電站主冷卻劑泵的研制中,對(duì)安全一級(jí)部件的主泵泵殼進(jìn)行“光彈”和“電測(cè)”實(shí)驗(yàn)應(yīng)力分析,旨在保證泵殼的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)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(shí)根據(jù)“asme”規(guī)范,對(duì)實(shí)驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行了分析和評(píng)價(jià)。

基于反應(yīng)堆冷卻劑泵惰轉(zhuǎn)的功能要求,利用動(dòng)量守恒方程推導(dǎo)出反應(yīng)堆冷卻劑泵的惰轉(zhuǎn)瞬態(tài)模型和惰轉(zhuǎn)慣量計(jì)算方法。通過(guò)計(jì)算,驗(yàn)證了惰轉(zhuǎn)瞬態(tài)模型和惰轉(zhuǎn)慣量計(jì)算方法的準(zhǔn)確性。結(jié)果表明,該計(jì)算方法可用于反應(yīng)堆冷卻劑泵惰轉(zhuǎn)慣量的初步設(shè)計(jì),結(jié)合瞬態(tài)模型可以進(jìn)一步驗(yàn)證設(shè)計(jì)結(jié)果是否滿(mǎn)足系統(tǒng)的功能要求。

近日，由中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司、中國(guó)中原對(duì)外工程有限公司、上海核工程研究設(shè)計(jì)院和中核核電運(yùn)行管理有限公司組成專(zhuān)家組，對(duì)哈電集團(tuán)動(dòng)裝公司生產(chǎn)制造的c3c4項(xiàng)目主泵機(jī)組進(jìn)行了出廠驗(yàn)收．標(biāo)志著哈電動(dòng)裝公司已經(jīng)具備了核反應(yīng)堆冷卻劑泵組自主化研制和批量生產(chǎn)能力，為中國(guó)核電實(shí)施“走出去”戰(zhàn)略夯實(shí)了基礎(chǔ)，同時(shí)也標(biāo)志著“中國(guó)智造”必將在海外核主泵市場(chǎng)上創(chuàng)造新的業(yè)績(jī)。

反應(yīng)堆冷卻劑管道(主管道)是核電廠一回路核一級(jí)核心部件之一。ap1000第三代核電主管道已成功制造,并已開(kāi)發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的cap1400主管道設(shè)計(jì)。相比78t電渣錠的ap1000主管道,120t超大噸位的cap1400主管道對(duì)彎制壓力帶來(lái)挑戰(zhàn)。論文利用"應(yīng)力-應(yīng)變"曲線(xiàn)和彈塑性位移分析彎制應(yīng)力和cap1400主管道最小冷彎壓力。

核反應(yīng)堆冷卻泵用的新式軸封

密封可靠性在坎杜型加壓重水反應(yīng)堆中顯得尤為重要,這是因?yàn)橹厮膬r(jià)格昂貴和缺乏定期停堆以便換裝燃料.加拿大原子能委員會(huì)的液體密封技術(shù)部門(mén)致力于這項(xiàng)密封可靠性的研究課題,尤其是通過(guò)對(duì)密封機(jī)理的了解及如何通過(guò)商業(yè)設(shè)備的改造和特殊密封的設(shè)計(jì)來(lái)預(yù)防泄漏.