核电站用泵

摘要： “华龙”机组上充泵在调试过程中多次出现非驱动端轴承磨损、材料脱落及温度异常升高的故障,采用根本原因分析法对该问题进行剖析验证,提出改造方案和后续优化建议,进一步提高上充泵的运行可靠性和安全性,提升国产设备的运行品质与国际形象。最终上充泵径向轴承温度稳定在65°C,减少约25°C,润滑油经过检查无异常变化,径向轴承轴瓦材料表面未出现失效现象。

摘要： 某核电站多台重要厂用水泵轴封泄漏量频繁出现异常增大现象,泵解体后均发现最下方的一道盘根磨损严重,已经溃烂,其上方三道盘根磨损较轻,状态较好。本文采用有限元软件对盘根进行建模,拟合应力曲线,分析受力情况,发现苎纤水基材料盘根最下方的一道盘根整体所受到的摩擦力最大,而聚四氟乙烯材料盘根最上方的一道盘根所受摩擦力最大。

摘要： 深槽型流体动压机械密封是德国KSB公司的主泵机械密封结构型式,具有结构简单、磨损寿命长、低压泄漏率低等技术特征。本文提出了一种跨计算平台的协同分析方法,对国产化深槽型主泵机械密封进行计算分析,基于ANSYS平台对机械密封的热变形进行分析,采用有限差分法求解带JFO汽蚀边界条件的雷诺方程,利用浮动环的轴向平衡条件迭代求解获得平衡状态下的液膜厚度,继而计算获得稳态下液膜流场、压力分布以及机械密封的低压泄漏率。同时,搭建机械密封全流量试验台进行工况的全流量试验,测得了国产化深槽型主泵机械密封在稳态工况下的低压泄漏特征。研究表明,全流量试验测得的低压泄漏结果与计算结果相近,具有较好的匹配度。

摘要： 核电站泵类设备螺栓质量问题近几年频发,本文以某核电站某核2级泵底板联接螺栓断裂为案例,展开讨论核电泵类设备螺栓断裂问题的处理方法及预防措施的分析研究。本文旨在归纳总结出适合螺栓断裂问题的处理思路及分析方法,提出检测螺栓氢脆断裂的主要步骤,通过故障树方法逐一排查螺栓失效原因,综合考虑相关理化、力学、金相等检测结果及预载荷试验结果,判断螺栓断裂的根本原因,并制定相应的预防改进措施,在后续项目上避免了螺,栓断裂的发生。

摘要： 凝结水泵是常规岛最重要的设备之一,本文介绍了方家山核电站凝结水泵设备采购过程及在运行阶段所进行的设计优化工作,详细阐述和分析了设计优化方案。目前,方家山核电站凝结水泵已安全可靠运行了5年多,证明所采取的设计优化是成功的。

摘要： 某核电站用立式多级离心泵在厂内试验过程中出现小流量考核点异常噪声的状况,通过改善泵入口流态以及减小轴向间隙、削弱泵运行过程中金属零件间碰撞等措施均未达到理想效果,而在实测性能曲线上发现小流量考核点偏离推荐运行区域,通过调整系统管路需求最终解决了该泵小流量考核点的异常噪声问题。

摘要： 某核电站主冷却剂泵现有可取出部件检修工艺繁琐,检修工作大量占用环吊时间,直接影响机组大修关键路径的时长,影响大修工期,从而影响机组经济效益。另外由于工作环境空间狭小,人员操作不便,安全风险较大;主冷却剂泵间辐射剂量比较高,在主冷却剂泵间工作时间长,人员辐照剂量大。本文探索一种新的检修工艺,有效降低了安全风险,提高了工作效率。

摘要： 田湾核电站三期工程5#、6#机组调试期间,5#机组3#主泵5M1RCP003PO首次带载出现电机机架振动波动大、频繁触发高报警值并闪发超过手动停泵值问题。本文通过对田湾核电站5#机组3#主泵电机机架振动故障机理的研究,从设备安装排查、振动频谱分析、仪表问题排查、结构设计分析等方面进行了根本原因分析,找出故障原因并制定了振动治理方案,通过自主研究完成振动数据分析、动平衡方案编制和实施验证及振动幅值单位优化,从根本上解决了主泵的振动问题缺陷。

摘要： 对国内某核电站循环水泵齿轮箱输入轴轴承故障问题进行分析与改进,通过对滚动轴承的故障信号特征包络谱分析(GSE谱)发现轴承故障,针对静力学分析、建模动力学分析、轴承应用设计分析等查找故障原因并制定改进措施。设计循环水泵齿轮箱输入轴滑动轴承结构方案,经现场验证,新轴承运行良好,彻底解决了轴承故障及振动问题,可为同类设备类似故障的处理提供借鉴。

摘要： 压水堆核电站辅助给水泵属于专设安全设施、单点敏感设备(SPV),它的失效会直接导致核电机组降功率或停堆.本文通过对某电厂汽动辅助给水泵典型卡死事故的技术分析,整理出了发生事故的前因后果,并根据核电机组的安全要求给出相应的试验优化策略及系统安全隐患的排查策略.

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明公开了一种适用于核电站主泵泵轴锻件制造工艺评定的取样方法，包括如下步骤：进行化学成分均匀性检测时，将经过锻造粗加工的泵轴表面沿第一纵向母线每间隔第一距离进行取样；沿泵轴端部端面的第一取样直径每间隔第二距离进行取样；进行表面硬度均匀性检测时，将经过性能热处理后的泵轴表面沿第二纵向母线每间隔第三距离进行表面硬度检测，沿泵轴端部端面的第二取样直径每间隔第四距离进行表面硬度检测；进行局部解剖检测时，取样位置至少包括对应于钢锭头部、尾部、中间部位的泵轴上的位置。如一个钢锭制造出一根泵轴，泵轴一端对应于钢锭头部，另外一端对应于钢锭尾部，则至少在泵轴的两端以及中间部位进行解剖取样检测。

摘要： 本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置，该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10')，泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气，该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16)，该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动，随后在节流机构(72)处被膨胀减压，随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16)，最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留，本发明规定，通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80)，该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度，该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C，优选高20°C～50°C。

摘要： 本发明的课题是一种核电站热效率诊断系统(10)，具有：暂时设定给水流量的给水冷凝水流量设定单元(13)；计算加热器中的给水和冷凝水的热量交换的加热器热收支计算单元(14)；假定核电站的高压涡轮输出计算单元(15)，假定核电站的高压涡轮的出口的干燥度，求出高压涡轮的输出计算值；高压涡轮输出校正单元(16)，校正上述高压涡轮的出口处的干燥度，以校正高压涡轮的输出计算值；计算高压涡轮的内部效率的高压涡轮内部效率计算单元(17)；设定低压涡轮的入口处的蒸气条件的低压涡轮入口蒸气条件设定单元(18)；求得低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出计算单元(21)；校正低压涡轮的输出计算值的低压涡轮输出校正单元(22)；计算低压涡轮的内部效率的低压涡轮内部效率计算单元(23)；确定成为核电站的性能降低因素的构成要素的性能降低因素设备确定单元(25)。

摘要： 本发明属于核电站转动设备技术领域，具体涉及一种用于核电站主泵与主泵电机的对中装置，结构简单，拆装方便，在不拆卸主泵电机上部油箱及回油室，不安装电动盘车机构的情况下进行联轴器对中，减少反应堆厂房的环吊占用时间，高效率、高质量的完成主泵电机的对中工作，保证反应堆等其它设备在检修计划内的环吊使用，保障机组大修计划的顺利执行，为缩短大修工期、提高机组检修效率做出贡献。

摘要： 本发明公开了一种适用于核电站主泵泵轴锻件制造工艺评定的取样方法，包括如下步骤：进行化学成分均匀性检测时，将经过锻造粗加工的泵轴表面沿第一纵向母线每间隔第一距离进行取样；沿泵轴端部端面的第一取样直径每间隔第二距离进行取样；进行表面硬度均匀性检测时，将经过性能热处理后的泵轴表面沿第二纵向母线每间隔第三距离进行表面硬度检测，沿泵轴端部端面的第二取样直径每间隔第四距离进行表面硬度检测；进行局部解剖检测时，取样位置至少包括对应于钢锭头部、尾部、中间部位的泵轴上的位置。如一个钢锭制造出一根泵轴，泵轴一端对应于钢锭头部，另外一端对应于钢锭尾部，则至少在泵轴的两端以及中间部位进行解剖取样检测。

摘要： 本实用新型属于核电站二回路主给水泵技术领域，特别是涉及一种核电站增压泵密封装置及核电站增压泵。该核电站增压泵密封装置包括外套筒、内套筒、弹性组件、安装块、散热轮、静密封圈以及安装在所述内套筒上的动密封圈；所述安装块通过所述弹性组件安装在所述外套筒上；所述静密封圈安装在所述安装块上，所述动密封圈转动与所述静密封圈密封连接；所述散热轮安装在所述内套筒上，且所述散热轮与所述动密封圈以及所述静密封圈均相对设置。本实用新型中，该核电站增压泵密封装置具有良好的密封性能。

摘要： 本实用新型公开了一种能防止其内壁受腐蚀的核电站盘根密封装置、泵、核电厂重要厂用水系统，其中盘根室密封装置包括腔体和盘根，所述盘根环设于所述腔体的内侧壁，所述腔体的内侧壁的表面附着有防腐蚀层，所述防腐蚀层与所述盘根紧密贴合。本实用新型中，由于核电站盘根密封装置的腔体的内壁表面增设有防腐蚀层，防止盘根盒腐蚀缺陷的发生，从而避免因腐蚀造成盘根密封失效的风险。

摘要： 本实用新型公开了一种核电站乏燃料水池冷却泵泵组，包括泵组底座，所述泵组底座包括一体式铸造成型的底座主体，底座主体上设置有电机凸台和泵安装凸台，电机凸台上通过螺栓安装有电动机，泵安装凸台上安装有泵头；所述泵头的泵轴与电动机的驱动轴之间通过联轴器相连，泵头远离电动机的一侧设置有泵体，泵体安装在泵组底座的泵安装凸台上；底座主体底部设置有若干个纵横交错的加强筋板；本实用新型整体铸造底座的内部设计有纵横交错的加强肋板，提高了整个底座的结构强度和刚度，可以有效地降低泵的振动和噪声，同时也使泵组的运转更加平稳可靠。

摘要： 本实用新型属于核电站转动设备检修工程领域，具体公开一种核电站海水循环泵泵轴提落装置，该装置包括套筒、上轴承端盖、上轴承室、下轴承室、棘轮扳手、下轴承端盖、主齿轮轴和从动齿轮轴。本实用新型结构简单，使用方便，能够在很短时间内对泵轴进行提落，有效的规避在泵轴提落过程中威胁人员及设备安全的潜在风险，同时还能满足不同超级螺栓的型号。