AP1000第三代核电站主泵RCP

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第三代核电AP1000主泵泵壳合作技术协议签订

第三代核电AP1000主泵泵壳合作技术协议签订
少数几家公 司可以生产 。
小 番柱 采
21 00年第 3期
・ 9・ 4
第 代榜电
塞 囊畲僬攮
簦讶
21 0 0年 6 2日,第三代核 电 A 10 月 P 0 0主泵泵壳合作研 制技术协议 签字仪式在 国核工程 有 限公 司举 行 。中国第一重 型机械股份公 司、沈 阳鼓风机集 团有 限公 司 、湖南桃花江 核电有
限公 司及 国核工程有 限公 司的有关领导参加仪式并分别在协议上签字 。 沈 阳鼓风机 集 团有 限公 司作为 A 10 依托项 目技术转 让合 同主泵 制造技 术任务包 的技 P00
滨电气集团公司所属交直流公司与奥地利安德里茨公司合作 ,哈尔滨电气集团公司所属交直
流公 司 提供 6台 电动 机 、6台全 流量 / 小流 量试 验 服务 、2台整 套 主泵 系 统等 ,首 台将 于
2 1 年交货 。 02
核主泵是核 电站最关 键设备之一 ,设 备技术含量高 ,加工制造精度 高 ,目前世界上 只有
有 限公 司共 同签署 了第三代核 电 A 10 屏蔽 主泵批量化采 购合作协议 。沈 阳鼓 风机集 团有 P 00
限公 司承担着为我 国第三代核 电 A 10 P 00后续 1 O台核 电机组制造 主泵 的任 务 。根 据 A 10 P00
主泵泵壳合作研制技术协议 ,主泵泵壳研制成功后 ,将优先用与 中国一重就 主泵泵壳 的国产化做 了大量 的前期工作 。此 次合作研制技术 协议 的 签订标 志着 泵壳试制工作正式启 动 ,向主泵最终实现 国产化 的 目标迈 出了坚实 的一 步 。
20 年 l 月 2 09 2 5日,国核工程有 限公 司与沈阳鼓 风机集 团有 限公 司、哈电动力设 备股份

AP 1000核电厂叶片可调式循环水泵结构原理及特点分析

AP 1000核电厂叶片可调式循环水泵结构原理及特点分析

工业技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald141三门核电一号机是全球首台A P1000机组,其电厂循环冷却水采用一次循环冷却供水方式,循环水取自三门湾,经过热交换器后排入三门湾。

该系统采用2×50%循环水泵配置,单台循环水泵流量139 800 m 3/h,扬程16.2 m,转速164 r p m,轴功率7700 kW,进口直径4800 m m,出口直径4100 m m,如果一台循环水泵停运或跳闸,在设计海水温度的情况下,机组出力下降到96%额定功率。

循环水泵由日本三菱高砂制作所设计制造,为立式混流泵,且叶片角度可调,在国内核电厂尚属首例。

叶片角度可调实现了冬季循环水泵可以在较小流量下运行,从而降低了泵的功率,减少厂用电量,从而达到节能的目的。

该文将简单介绍循环水泵机构特点,保证机组今后的经济安全运行。

1 循环水泵结构概况该循环水泵是单级、浸入式、可调叶片角度的立式混流泵,其结构主要包括吸入口,出口弯管,出口管,泵轴,叶片及径向轴承、轮毂及联轴器,循环水泵结构如图1所示。

泵轴及电动机周均为空心,其中电机顶部装有控制杆。

电动机轴装有连杆,用于叶片角度控制的叶片控制单元安装在电动机的顶部,如图2所示。

液压油系统由油单元、叶片控制单元、叶片控制机构及附属管路组成。

联轴器联接电机与泵,其被活塞及活塞环分成上下两个油室。

活塞的下部连接在控制杆上,活塞的上部连接有电机连接杆及油管。

叶片控制单元的油使控制杆作向上或向下运动从而调整叶片角度,推力轴承安装在电动机上,机架承受电动机及泵转子自重及运行时产生的轴向力,泵的转子径向力由橡胶导轴承承担。

2 叶片安装角调整的液压油系统组成液压油系统由油单元、叶片控制单元、叶片控制机构及附属管路组成。

2.1 油单元油单元安装在电机附近由油箱、冷油器、安全阀、过滤器及油泵组成。

油单元供应液压油至叶片控制单元。

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨

!" ’$ 对保护配置来自影响采用变频器带动电动机后, 进线开关的保护范围 应为开关出线至整流变压器; 电动机作为变频器的负 荷, 其保护将由变频系统的控制器实现。事实上, 高 压变频器标准要求它必须集成有完善的保护系统, 对 整流变、 电动机和变流元件提供安全保障。它对电机 保护的主要影响有: ( $ )电机纵差保护的变化。加入变频器后, 由于 电源进线电流和电机中性线侧电流的频率不同, 纵差 保护的范围只能改设在变频器出口和电机中性线之 间。而启动时电流频率的变化使保护用 ,- 的特性、 数 字化保护电流采样的要求等将有明显变化, 对保护的 可靠性、 灵敏度产生影响, 还需认真分析、 优化方案。这 可以借鉴其他大容量变频电机纵差保护的经验。 ( ! )作为第二套相间短路保护, 电流速断保护通 常按躲过电机的最大启动电流整定。主泵采用变频 器供电后, 其启动电流不超过额定电流。同时, 大容 量变频器设计采用的电力电子开关器件, 导流裕度和 散热裕度都不大, 故允许过载能力较低。$ ./0 允许 过流倍 数 约 为 ( $1 $ ( $1 2 ) !0、 瞬时过流倍数约为 ( $1 3 ( ! ) !0
( 3 )电机轴电压保护。因制造公差, 大型电机磁 路不完全对称, 不可避免有很低的轴电压产生, 一般 问题不大且易解决。但在 -6$))) 主泵电机上该问题 -6$))) 主泵电机是浸泡在电 必须得到重视。首先, 解质( 冷却剂即硼酸与氢氧化锂的水溶液) 中的, 它的 轴承是石墨水润滑轴承, 形成了低电阻回路; 其次, 变 频器的各相整流元件和控制元件的特性差异, 可能出 现瞬间的电 压 失 衡, 在转子轴上感应出较大的轴电 压。为防止大的轴电流流经轴承造成损害, 除电机设 计制造上公差控制严格外, 还要考虑加设保护措施。

世界首台第三代核电AP1000主泵试验进展情况

世界首台第三代核电AP1000主泵试验进展情况

泽尼
司为钢铁糯业麽水
嘲 方寨
在钢铁行业 中 ,从钢铁冶炼到钢管成 品 ,工艺 流程会 产生很多工业废 水 。这 些废水里 面
有些含 钢丝等纤维类 ,有些含有大颗粒 ,有些介质 温度高 ,有些含 固率非 常高 。湖南衡钢集
小 番 柱 采
进行正式工 程设计试验和耐久性试验。根据 目前工作计划 ,美 国 E D公 司和西屋公 司将在未 M 来 1 个 月 内完成 主泵 的最终鉴定试验 , 试验计划满足 主泵按合 同进度 向我 国第 三代 核 电 自 2 该
主化依 托项 目浙江三 门核 电站一期工程和 山东海阳核电站一期工程按期供货 的进度要求 。
21 0 0年第 4期
・ 9・ 4
世界曹台第三代核电 A lO i e圭泵 验进展情况 PO
世界上首 台第三代核 电 A I0 屏蔽 电机主泵第三次 中间试验 近 日在位 于宾夕 法尼亚 州 P O0
匹兹堡市 的美 国科 蒂斯怀 特(U TS — I HT公 司 E C R IS WR G ) MD主泵 制造 厂取 得成 功 ,这 标志 着
此 次 中间试 验期 问 ,A 10 P 0 0主泵共 运行 2 . 小 时 ,起停 8 。此次 中间试 验结果达 到 8 2 次
了试验前设 定 的 8 个期望 目 ,即:惰转 曲线平滑 ;轴承没有 出头所测数据 表明推力 载荷均匀分布 ;轴 向推力 载荷在推力 轴承允许 范 围
内 ;径 向轴 承所受载荷在径 向轴 承允许 范 围内;水力性能显示扬程 和流量在要 求范 围内 ;压
力扫描结果 表明转子弯 曲非 常小 ,可接受 。 本 次试 验成 功完成 后 ,美 国 E D公 司和 西屋公 司还 将进行 更 为深入 的试验 数据 分析 、 M

AP1000第三代核电站主回路管道和稳压器PZR

AP1000第三代核电站主回路管道和稳压器PZR

AP1000第三代核电站主回路管道和稳压器PZR
第三代核电 2009-09-29 19:22 阅读34 评论0
字号:大中小
1. AP1000的主回路有2个环路,每个环路有1条内径为31″的热段管,2条内径为22″的冷段管,其中一
个环路上有1条螺旋形稳压器波动管。

2. M310的主回路有3个环路,每个环路有1条内径为28″的热段管,1条内径为28″的冷段管,1条内径
为28″的交叉段管,其中一个环路上有1条Ω形稳压器波动管。

3. AP1000的稳压器容积约59立方米,M310约39立方米。

容积增加,相应瞬态响应能力增强,可减少
停堆事件发生频率,并有利于限制事件发展。

4. AP1000中与主回路相连的系统减少,如取消传统设计中的高压安注和低压安注系统。

摘录自:《非能动安全先进核电厂AP1000》《AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告。

世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机-主泵台架试验取得重大进展

世界首台第三代核电AP1000屏蔽电动机-主泵台架试验取得重大进展
成 功 ,标 志着世 界首 台第 三代核 电 AP 00屏蔽 电机 主泵 台架试 验取得 重大进 展 ,向取得 最终鉴 定试 10 验成 功迈 出 了重 要 的一步 。
根据 目前工作计划 , 科蒂斯怀特公司 E MD主泵制造厂和西屋公司将在未来 l 个月内完成主泵的 2 最终 鉴定试 验 ,该 试验 计划 满足 主泵按 合 同进度 向我 国第 三代 核 电 自主 化依托 项 目浙 江z l核 电站一 ' - J 期工程和山东海阳核电站一期工程按期供货的进度要求。
( 余小 波 供稿 )

信 , ・ 电
世界首 台第三代核 电 A 0 P 0屏 蔽电动机一主泵 1 0
台架试验 取 得 重大 进展
美国当地时间 2 1 年 5 1 00 月 7日,世界首台第三代核电 A 10 屏蔽电动机一 P 00 主泵第三次中间试 验 在位 于宾夕法 尼 亚州 匹兹堡 市的美 国科 蒂斯 怀特 ( U TS . J HT C R ISwR G )公 司 E MD 主泵 制造 厂取得
通对杆分的值差析我更 券 分与算 械业版, 过杠百表示误分 ,们 2 髭 析计.工出社
清楚地了解了杠杆百分表的误差来源 ,为修理杠 18. 92 2 1 杆 百分表 提供 了理论 依 据 ,同时也 保证 了我公 司 3 常用量具手册冲 国计量出版社,99 19
生 产需 要 。实践 证 明 ,这 些 调修 方 法是 可 行 的 、
《 东方电机) 0 0 第 3 21 年 期 选择图 7 中的 F点为啮合起点 ( 误差 曲线为 F 可靠的,对我公司提高产品质量起到了不可低估 G 段) ,这时两种误差正负示值误差明显减小。 的作用 。
参 考文献
5 结

第三代压水堆核电站AP1000简介1

第三代压水堆核电站AP1000简介1

– 下部堆芯支撑板
AP1000的RCS主要特点
在RCS中增设了多级自动降压系统,确保非能动堆芯冷却系统 运行,实现高、中、低压阶段的安注功能。 冷却剂管道采用4进2出的布置,即每一环路有两条冷管段和一 条热管段。适应于采用屏蔽泵、有利于泵的维护及半管运行。 采用屏蔽电机泵作为反应堆冷却剂泵。具有较高的运行寿命和 可靠性,减少维修工作量,消除了因轴封水失效或全厂断电情 况下冷却剂泄漏的潜在根源,提高了电厂的安全性和可用率。 加大了稳压器的容积,提高了RCS承受瞬态工况的能力,减少 了非计划停堆次数。 采用一体化顶盖技术,取消了堆芯下部(压力容器底部)贯穿 件,将压力容器泄漏的可能性降至最低,降低堆芯裸露风险。
AP1000主要特点---简化
系统、设备、厂房等物项减少--降低电厂建造成本
设备、厂房数量比较
项目 安全级阀 各类泵 安全级管道 电缆 抗震厂房容积 单位 (只) (台) (m) (106× m) (m3) 1000MW 参考电站 2844 280 33528 2.77 359773 AP1000 592 180 5791 0.366 158640
AP1000非能动安全系统
非能动堆芯冷却系统
AP1000非能动安全系统
① 非能动余热排出系统
非能动余热排出系统,在电厂瞬态、事故工况下,当反 应堆正常余热排出系统失效时,利用冷热流体的密度差形 成的驱动力,自动排出堆芯的余热。(自然循环) 该系统主要设备是非能动余热排出热交换器和相连的管道、 阀门。热交换器布置在换料水箱内,可大量吸收反应堆内 的余热。 当换料水箱内的水达到饱和温度时,箱内产生的蒸汽进入 反应堆钢制安全壳,并由安全壳的壁面冷却,使凝水沿钢 壳内壁向下流,回到换料水箱内,继续作为热交换器的冷 却介质。 钢安全壳外,设有非能动安全壳冷却系统,通过给安全壳 外喷水和自然对流的空气带走CV热量,实现反应堆余热 的排出。

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨
项 目共 4 台 机 组 的 建 设 为 依 托 , 步 掌 握 技 术 先 进 、 逐
个 热 腿 、 个 冷 腿 、 联 运 行 的 两 台 主 泵 , 图 1所 两 并 如
示 。 主 泵 吸入 口直 接 焊 在 蒸 汽 发 生 器 椭 球 形 下 封 头
冷 侧 水 室 的 接 口管 嘴 上 , 个 泵 组 外 壳 是 一 回 路 压 力 整
A I0 P O 0压 水 堆 设 计 有 两 个 环 路 , 个 环 路 有 一 每
3月 1日, 国家 核 电技 术 公 司 与 美 国 西 屋 联 合 体 在 北 京 签 署 了核 岛 采 购 及 技术 转 让 框 架 合 同 , 式 确 定 选 正 用 A O 0方 案 。 我 国将 以 浙 江 三 门 、 东 海 阳 两 个 PI0 山
维普资讯
20 0 7年 1 月 2




De . o0 c 2 7
第 8卷 第 1 2期
Ee tia up n lcr lEq ime t c
V0. 18 N0. 2 1
第三代核电A 10 P00主冷却剂泵的变频设计方案 探讨
马 习朋
可以2 0年 免 维 护 。
为减 小 主 泵启 动 对 厂 用 电 系 统 和 电 机 的 冲 击 , 主
泵 先 由变 频 器 启 动 升 速 , 步 加 热 冷 却 剂 到 2 2 o 逐 3 C后 再切换为工频旁路 开关直 接送 电。在一 回路冷 态下 , 冷 却 剂 密 度 较 热 态 下 高 约 1 4倍 , 主 泵 直 接 全 电 压 . 若
工 频 启 动 , 使 电 机 长 时 间 超 功 率 运 行 , 过 电 流 而 会 因 图 1 A 10 P 0 0核 蒸 汽 供 应 系 统 A I 0 主 泵 是 单 级 、 式 离 心 泵 , 用 屏 蔽 式 的 PO0 立 采 电机 。 全 部 部 件 , 括 电 机 转 子 和 定 子 绕 组 ( 外 包 包 均

RCM在第三代核电机组AP1000中的应用

RCM在第三代核电机组AP1000中的应用

利用重力非 能动 的将冷却水注入堆芯 。当第 1 、2 、3 级 自动 降 压 阀 相 继 启 动 ,降 低 R C S压 力 低 于 安 注 箱 A C C顶 部 N : 压力 ( 4 . 9 MP a ) 时 ,安 注 箱 中的硼 水 在 压缩 N 的作用下短时间快速 的注入堆 芯。当 R C S 降 压与安全壳 内压力平衡后 ,I R WS T安注管线 的爆破 阀 在收到信号后 自动打开 ,通过重力为堆芯提供长时间 的低 流 量 安 注 。 在安 注箱 A C C 、堆 芯 补 水 箱 C MT和 I R WS T都注入完毕 ,安全壳被淹后 ,由安全壳系统通 过重 力 、 自然 循环 等 实现堆 芯 的长期 冷 却[ 5 / 。
4 0 %以 E l a l
d ) 是 煤 粉 能 够 在 火 床 的 上 方 类 似 煤 粉 炉 悬 浮 燃烧 。
3 - 3 煤粉 复合 燃烧 技术
煤 粉 复合 燃烧 技 术 可 以将 锅 炉 的炉 排 和煤 粉 的燃 烧 方式 进 行结 合 ,煤 粉 靠 炉排 火 点燃 ,煤 粉燃 烧形 成
入 系统 为 例 ,探讨 R C M 分 析 方法 在 其 中 的应 用 。 非 能动安全 注入 系统 ( P a s s i v e S a f e t y I n j e c t i o n S y s t e m ) 流程 图见 图 2 。 2个 堆芯 补 水 箱 在 长 时 问 内提供 相 对 高 的安 注 流 量 。其入 口为来 自 R C S冷 管段 的 常开压 力 平衡 管 ,从 而 维 持堆 芯 补 水箱 C M T处 于 R C S的压 力 ;其 出 口管 线 由 2只 常 闭的并 联 气动 隔离 阀来 隔 离 ,这 些 阀 门为 F O设 计 ,即 通 过 失 压 、失 电或 控 制 信 号 触 发 打 开 ,

世界首台AP1000主泵进展情况

世界首台AP1000主泵进展情况
新 增的核 电设备共 1 6 项 ,包括反应堆主冷却剂泵 ( 包 括电机 、变频器 、开关) 、核岛直
流不 间断电源( 包括逆变器 / 充 电器等) 、非能动余热排 出热交换器 、核反应堆 压力容器安 全 壳 、核反应堆厂房环形 吊车 、主给水泵组 ( 含电机) 、核安全三级及 以下 的核级泵 ( 上 充泵 / 辅助给水泵 / 余热 排 出泵 / 水压试验泵 / 堆芯补水泵 ,含 电机) 、D C S 仪控设备 、放 射性废物
顺利完 成卸船工 作 ,安全 到达仓储位置 。 A P 1 0 0 0主泵是核蒸汽供应系统主 回路 中除控制棒驱动机构外唯一的能动部件 ,是世界 先进 的立式 、单 级 、离心式 、整体 封闭式屏蔽 电机泵 。具有支持方 式独特 、无轴封无 泄漏 、 转 动惯 量大 、高可靠性 、维护 简便 、整体 占用空 间小 、水力模 型优 秀 、辅助 系统简化 等特
处理设备 ( 包括脱气塔 、蒸发器) 、K 1 类及 K 3 类或 A P 1 0 0 0 1 E级大截面动力 电缆及乏燃料
小 森柱 采
点 ,功率达到 5 5 0 0 k W,可运行 6 O 年无需维修 。
为顺利接 收首 台核 主泵 ,三 门核电有 限公 司现场项 目管理机构仔细 审核各项方案 ,深入 调研细节 ,组织实地勘测 ,为主泵顺利接收及存储做好充分 的准备 ,同时协 同运输单位 ,对
所有参与作业人员进行安全技术指导 ,确保 目不免税 商品 目录
财政部 、国家发展 改革委 、海关总署 、国家税务 总局 日前联合发布 了 《 国内投资项 目不
予 免税 的进 口商 品 目录 ( 2 0 1 2 年调 整) 》 ,核 电相关 设备成 为 《 国内投 资项 目不予 免税 的进 口商 品 目录 ( 2 0 1 2 年调整) 》 “ 发电机输变 电设备” 中的新增条 目。2 0 0 8 年发布 的 《 国 内投 资项 目不予免税 的进 口商品 目录 ( 2 0 0 8 年调整) 》 中没有 涉及到核 电设备 。

AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS

AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS

AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS第三代核电 2009-09-30 19:41 阅读36 评论0字号:大中小AP1000第三代核电站数字仪控系统DCS简介:1. AP1000 仪控系统是一个先进的分散式计算机控制系统(即DCS)。

它是在已获美国NRC 许可证的AP 600 基础上又作了一些改进与发展,主要体现在反应堆保护系统的设计上, AP600 采用的是西屋已很成熟的Eagle 系统, AP1000 则提供了二套方案,一套是沿用AP600 的Eagle 方案,另一套是在此基础上改进的Common Q 系统。

由于AP600 已获得许可证,所以Common Q 在很大程度上都维持了原AP600关于I&C系统的功能要求,以使二者在硬件和软件方面能最大限度地兼容。

2. DCS 系统设备可分为二大类:一为安全级设备(1E 级),执行反应堆保护、专设安全系统驱动等功能。

一为非安全级设备(非1E 级),执行电厂控制、数据采集、显示、记录以及多样性驱动系统等功能。

3. 90 年代中:西屋在WDPF 的基础上经改进成为现在的OVATION 系统,它在常规电厂及核电站非1E 级的仪控系统中得到相当广泛的应用。

对1E 级(核安全级)系统则又开发了COMMON Q 系统(是Ea gle 的改进)。

2000 年后( ADVANT+OVATION 系统) :西屋的核电部份和美国另一家重要的PWR 核电供应商ABB/CE 公司先后加入了英国的BNFL公司,由于ABB/CE 也是一家在核电仪控方面能力相当强的公司,它早已取得NRC 的证书,特别是它的1E 级部分(ADVANT)包含有核级堆芯计算机,可以作DNBR 和LPD的在线计算与保护。

4. 应用公司系统应用说明西屋WDPF+EAGLE21 技术改造OVATION+ COMMON QABB/CE NUPLEX80+ADVANT 韩APR1400,美PLAO西屋+ABB OVATION+ ADVANT西门子TXP+TXS田湾核电站EDF/FRA N4 N4电站FANP TXP+TXS (FANP是FRA和西门子联合公司)。

第三代压水堆核电站AP1000简介1

第三代压水堆核电站AP1000简介1

1200MWe 电厂可利用率 1117MWe 堆芯熔化频率 3415MWt 大量早期释放频率
AP1000主要系统构成
反应堆和反应堆冷却剂系统 专设安全设施 反应堆辅助系统 蒸汽动力转换系统 电气系统 仪表控制系统
核蒸汽供应系统示意图
核电站是利用核裂变反 应产生的能量来发电。 它大体上可分为两部分: 一部分是利用核能产生 蒸汽的核岛,包括核反 应堆和一回路系统;另 一部分是利用蒸汽发电 的常规岛,包括汽轮发 电机系统。 由反应堆、一回路、 二回路实现着: 核能→热能→机械能 →电能的转换 核能以热能的形式释 放出来,被流经反应堆 的一回路高压冷却水带 走,水在堆芯中吸热, 温度升高后流出反应 堆,流经SG将热量传给 二次侧给水,降温后的 冷却水由主泵送入反应 堆不断地循环。SG二次 侧水受热后蒸发成饱和 蒸汽,通过主蒸汽管道 送往汽轮机,推动汽轮 机转动,带动发电机发 电。
系统可靠性 操纵员可不干预时间
AP1000主要特点---简化
厂房、设备布置简化--缩短建造周期

第二代核电站的安全系统是能动系统,它包括数量较多的泵、 安全级阀门以及相应的管道,应急柴油机,换料水箱,安全级 支持系统(通风系统、设备冷却水系统)等组成。大部分设备 都布置在安全壳外的辅助厂房内。

第三代AP1000核电站的安全系统是非能动系统,它仅由5只水 箱以及相关的安全阀门和管道组成。全部设备都布置在安全壳 内。
前言
固有安全性主要体现在:
① 自然的安全性:自然科学法则,事故时能控制反应性或自动终止裂 变,确保堆芯不熔化。 ② 非能动安全性:建立在惯性原理、重力法则、热传递法则等基础上 的非能动设备(无源设备)的安全性,既安全功能的实现毋需依赖 外来的动力。 ③ 后备的安全性:由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质释放的多重 屏障提供的安全性保证。

核泵及主管道介绍

核泵及主管道介绍

2 核泵及主管道
2.3 核泵材料熔炼 难点:
1 钢中合金含量高, 总量超过30%; 2 合金元素中铬含量很高, 而碳含量很低。铬比铁易氧化,且氧化物熔 点高, 渣子粘稠; 3 对夹杂物含量要求高; 4 不锈钢脱磷;
目前工艺:
一重: 30t电炉熔化合金+ 40t电炉熔化钢铁:3t电弧炉+3tAOD炉。
N
Cu Co
0.04 1.50 Z3 核泵 M3401 CN2009M
1.5
0.030 0.015
0.12 -0.22 1.00
0.20
组织(工作条件决定)主管道:奥氏体 核泵:铁素体+奥氏体 为消除晶间腐蚀需把控制碳在0. 03 %以下,但C 含量低会降低材料强度。 核泵是一回路唯一高速旋转设备对机械强度要求高,如何解决矛盾? 在含铁素体和奥氏体不锈钢中: 铁素体含量↑ 屈服强度↑ 塑性和冲击韧度↓ 奥氏体含量↑ 屈服强度↓ 塑性和冲击韧度↑ 所以 控制铁素体含量在15-18%之间, 保证材料强度。 铁素体形成 元素: Si、 Cr 奥氏体形成元素: Ni、 C、 N
1.2 核岛核

压水堆
热量 冷却剂
蒸汽
蒸汽发生器
进入二回路
主泵
为提高载热效率, 要求在300-350℃ 范围内水不沸腾, 必需使其保持在15 -16MPa。把这种 在高压下工作的反 应堆称作压水堆。
1.3 一回路
图 核岛一回路
图 核泵
2 核泵及主管道
2.1 工作环境
核泵和主管道都在(高温)、高压、高流速,强 放射性介质条件下工作,按ASME安全等级分都属于 核I级,且都是一回路压力边界,第三道防辐射安全 边界 。其中核泵是核岛一回路唯一的旋转设备,对 其机械性能有更高的要求。
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AP1000第三代核电站主泵RCP
第三代核电 2009-09-29 16:49 阅读52 评论0
字号:大中小
AP1000第三代核电站主泵RCP简介:
1. AP1000:有4台屏蔽主泵。

主泵的水力部件如叶轮、扩压片及与扩压片相边的结构直接安装在电机单元上,中间没有联轴器,电机定子和转子均包容在与主回路连通的承压边界内,电机为立式、水冷、鼠笼感应式电机,其定子绕组和转子铜棒均由非磁合金与主冷却剂隔开,形成屏蔽式结构。

电机电源与变频器相连,在232℃以下,主泵转速可调,在232℃以上,变频器被旁路,主泵以恒定转速运转,利于减少启动前的电力消耗,改善电机的启动性能,降低电机启动时对设备寿命的消耗。

2. M310:3台100/D型主泵,轴封式主泵,三级密封,风冷鼠笼三相感应电机,通过联轴器与水泵相连,
水泵推力由电机的推力轴承承受,通过轴封注入水和热屏冷却水冷却主泵轴承和轴封等装置。

3. 主泵部分参数:
参数AP1000 M310
数量 4 3
额定功率 5.15MW 6.5MW
额定流量17880m3/h 23790m3/h
扬程 11.1bar 9.7bar。

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