压水堆核电站用起重设备简介

介绍了反应堆厂房起重设备、燃料厂房起重设备、反应堆设备闸门区起重机及常规岛用起重设备在压水堆核电站中的主要作用及其主要功能和特点。     

国内小型压水堆核电站核主泵技术

核电站反应堆冷却剂泵技术是泵类产品中最先进的技术。大型先进压水堆核电站核主泵技术国际上已经基本成熟,国内核主泵技术也得到了相应的发展,包括轴封式核主泵技术和屏蔽式核主泵技术。小型核电站技术虽然在国外已经有了一定的发展,但在国内还处于起步阶段。本文主要论述国内小型压水堆核电站的核主泵类型和国内现有小型核主泵的技术特点。     

浅谈压水堆核电站主泵

简要介绍核电站主流堆型——压水堆、压水堆核电站主泵（反应堆冷却剂循环泵）的种类、功能及以300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵（简称主泵）的结构特点、关键部件（水力部分、密封、轴承等）的工作原理、性能及特点。     

浅谈压水堆核电站主泵的设计、运行和维护

简要介绍300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(主泵)的功能、主要设计特点、设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点.     

浅变压水堆核电站主泵的设计,运行和维护

简要介绍了３００ＭＷ压水堆电站反应堆冷却剂泵（主泵）的功能,主要设计特点,设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点。     

压水堆核电站乏燃料吊车起吊安全限位的设计

乏燃料吊车位于压水堆核电站燃料厂房内,其主要作用是在核电站大修过程中装卸和转运核燃料。为了确保燃料组件起吊运输操作的安全可靠,其运行边界和位移状态将被严格控制。针对电站现有设备的运行情况进行分析研究,重点阐述了起吊过程限位主要考虑的因素,并应用机电一体化技术,采用不同结构原理多重保护的设计方法,解决了乏燃料吊车起吊限位的设计问题,同时增强了系统安全性,设计方法已经成功应用于防城港核电站的乏燃料吊车。     

压水堆核电站CRDM故障诊断研究与实践

本文对压水堆核电站控制棒驱动机构故障诊断方法进行研究。采用虚拟仪器技术,在线监测控制棒驱动机构线圈电流波形,分析波形特征,辨识驱动机构动作特征点,从而判断驱动机构及其电流调节输出回路的运行情况。分析结果实时保存到数据库,可用于驱动机构性能变化趋势长期分析。成果对提高控制棒驱动机构运行可靠性具有重要意义,已在秦山第二核电厂得到应用,具有较好的推广价值。     

压水堆核电站给水泵转速控制系统仿真机的研发

针对核电站仪控调试的成本高和控制参数调试验证工作的不便问题,开发了集成的核电站给水泵控制系统仿真机。介绍了压水堆核电站给水泵转速仿真机的结构、设计方案、主要技术实现和现场应用。利用Lab VIEW程序开发了热工水力模型,采用西门子的PLC实现了仿真机与核电厂DCS、仿真机与给水泵控制箱的连接,利用Win CC-flexible工业组态软件编辑了友好的人机界面,设置了实时数据库存储运行数据,借助OPC通讯协议完成了系统内部的实时通讯,由多个技术部件一起构成了压水堆核电站转速控制仿真平台。进行了启停泵试验、阶跃升转速和手动操作试验。测试结果表明,该平台能够较好地模拟系统瞬态工况和稳态工况,可用于相关技术培训和核电站仪表控制系统的参数优化。     

浅谈压水堆核电站AP1000屏蔽式电动主泵

综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆AP1000屏蔽式电动主泵的主要技术特点,通过对屏蔽式电动主泵功能及机械结构方面的介绍,探讨其设计上的独特优点,分析评估此泵在我国技术转让过程中存在的潜在风险。     

百万千瓦压水堆核电站安全壳喷淋泵分析对比

安全壳喷淋泵是核电站安全壳喷淋系统(EAS)的组成部分,通过对国产、国外安全壳喷淋泵在水力设计、结构设计和各细部设计的分析对比,得出核电站安全壳喷淋泵研制的新思路。     

核电凝汽器钛管胀焊典型缺陷原因分析及处理

结合岭澳二期核电工程应用实例,对钛管与钛复合管板胀焊典型缺陷及原因进行全面、深入地分析研究,形成核电凝汽器钛管胀焊缺陷处理措施。     

百万千瓦压水堆核电站核级泵样机成功通过鉴定

大连深蓝泵业公司研制的压水堆核电站消防水泵（RCC—M3级、抗震1A类）、乏燃料水池冷却水泵（核安全三级、抗震1A类）、硼酸输送泵（核安全三级、抗震1A类）样机鉴定会于2008年6月19～20日在大连召开，并顺利通过鉴定。     

压水堆核电站主泵（冷却剂循环泵）水力分析及研究

本文以300 MW压水堆核电站反应堆冷却剂循环泵（轴流泵）为例,介绍利用CXF流动计算软件,分析冷却液通过叶轮、导叶、压出室的液体流动状态（流态）,研究单通道和全通道时的效率及其通道对效率的影响,并采用实测手段研究对比理论数据与实测数据之间的差别。     

百万千瓦压水堆核电站安全壳喷淋泵分析

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。     

600MW压水堆核电站蒸汽发生器焊接工艺与焊接材料

介绍了600MW压水堆核电站蒸汽发生器的结构特征和设计参数，简述了蒸汽发生器所使用的主体材料和焊接材料，详细介绍了蒸汽发生器关键接头的焊接工艺。通过介绍，为核电设备制造提供一些工艺技术资料。     

压水堆核电站循环水泵选型分析

介绍了循环水泵的型式和特点,比较了循环水泵的种类、性能结构、方案选择等,进而给出了1000MWe压水堆核电厂采用金属混流泵或混凝土蜗壳泵的推荐方案配置,并分析了各方案的优缺点,最终得出推荐方案。     

压水堆核电站无损检测与状态监测研究综述

核电站无损检测和状态监测对保障核电站安全稳定运行具有重要意义,在役的不同类型的传感器也在发挥着其独特的作用。在基于新型传感技术的背景下,对核电站的无损检测、状态监测和传感系统优化方法进行全面综述。研究并阐述常规超声、相控阵超声、激光超声和电磁超声等主流的超声检测诸多方法的同时,也对其他检测无损检测手段进行对比分析。论述和总结基于光纤传感的新型核电站状态监测方法,并讨论不同光纤材料在状态参数测量中的适用性。调研和概括大规模复杂核电站传感系统的优化和状态监测方法以及传感器的状态监测后端所涉及的信息分析手段,并依据当今的先进工业互联网和人工智能技术对核电站的无损检测和状态监测未来发展给出设想。     

压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究

对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型.结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅;当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小.常温与350℃高...