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核三代屏蔽主泵国产化锻件试验件腐蚀性能研究（图）
核三代 屏蔽主泵锻件 应力腐蚀 电偶腐蚀
2023/5/18
为保证核三代屏蔽主泵锻件国产化的顺利实施，需要对国产化锻件试验件的应力腐蚀和电偶腐蚀性能进行检测。并通过对比国外锻件的应力腐蚀性能，来综合评定国产化材料耐腐蚀性能。实验室利用自主搭建的高温高压水慢拉伸系统及直流电位降（DCPD）原位实时检测系统，分别对比研究了进口和国产的F316奥氏体不锈钢、进口和国产的S41500马氏体不锈钢、进口和国产的403马氏体不锈钢在模拟核电一回路高温高压水中应力腐蚀裂...
主泵试验台架振动原因分析与修改方案
反应堆冷却剂泵 转子动力学 结构振动 试验台架
2021/2/26
反应堆冷却剂泵（简称主泵）在试验台架进行试验时出现振动偏大的现象，振幅超出样机规范书的要求，振动数据的频谱显示为低频振动。通过转子动力学的有限元方法分析了主泵的振动特性，对比振动频谱排除了主泵转子振动和轴承等自身振动的原因。提出了主泵振动特性分析应包括试验台架整体。将主泵、试验回路和试验台架作为整体，分析了整体的振动特性。结合敲击试验推断振动的原因是试验回路中流体压力脉动的宽频激励引发了主泵和试验...
2020年8月9日，中核二三承建的“华龙一号”福清核电6号机组首台主泵电机顺利吊装就位。
2020年6月24日上午10时，DN250爆破阀活塞末速度测试试验的最后一发试验在中核苏阀科技实业股份有限公司顺利通过，公司工艺系统所和堆芯设计所的课题组成员参与了见证。至此，由公司承担的国家科技重大专项课题“CAP1400关键设备（如主泵、爆破阀等）和材料可靠性研究课题”中爆破阀可靠性试验内容圆满结束。
船用主泵卡轴特性实验与应用
泵特性实验 主泵模型 卡轴事故 安全分析
2020/11/20
设计实验台架研究某型船用核动力装置主泵卡轴特性，利用热工水力程序RELAP5完成了反应堆系统仿真模型的建立及验证。模拟了反应堆系统单台主泵卡轴事故进程，得到了反应堆温度、环路流量等重要参数的变化规律。结果表明：主泵卡轴特性参数对反应堆流量影响较大，事故环路流量大幅下降直至出现倒流现象，影响堆芯冷却与安全；采用多环路设计时，功率运行过程中单台主泵的卡轴事故对反应堆安全造成的风险较小；主泵运行速率对事...
基于热力学分析,设计了2种不同Cr/Ni当量比的CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢,研究了Cr/Ni当量比和固溶处理温度对这类钢中铁素体的含量及其350℃拉伸性能的影响。结果表明,Cr/Ni当量比较大时,泵壳用奥氏体钢中铁素体含量较多,更为粗大;而且350℃时抗拉强度较高,能满足CAP1400核主泵泵壳的力学性能要求。在1100~1200℃不同温度固溶处理后,随着固溶处理温度的提高泵壳用奥氏体...
三代核电AP1000主泵工程与耐久试验成功
核电 主泵工程 耐久试验
2015/6/17
据国家核电技术公司最新消息，困扰三代核电世界首堆日久、并致工期延误的最大难题——AP1000屏蔽电机主泵，在中国国家核安全局全程参与并见证下，完成其第三次（也是最后一次）工程耐久性试验，即将从美国运往中国依托项目现场。
为研究小流量工况下核主泵内部压力脉动的变化规律，基于雷诺时均N-S方程和标准 k-ε两方程及SIMPLEC算法，应用CFX软件对核主泵小流量工况进行定常和非定常数值计算，得到泵内部流场和各工况监测点的压力脉动，并将时域信号进行快速傅里叶变换为频域信号。结果表明：核主泵内压力脉动明显，叶频在由压力脉动诱发的振动中起主导作用，主要表现为叶轮和导叶间的动静干涉。叶轮导叶流道内的回流造成了小流量工况叶轮和...
核主泵制造关键科学问题研究取得重要进展
核主泵制造 关键科学问题 研究进展
2013/1/18
近日，973计划“核主泵制造的关键科学问题”项目年度总结报告会在杭州召开，科技部基础研究司、国家核电技术公司、973计划顾问、咨询组相关专家、项目组成员，以及“大型先进压水堆核电站”核电重大专项屏蔽电机主泵承制单位等50余人参加了会议。
核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定
核主泵 地震响应 有限元 结构分析
2011/8/22
用三维实体建模软件Inventor建立某核电站主泵的三维实体模型。对模型进行简化，灵活运用ANSYS的单元属性和接触功能，建立有限元动力学模型。通过模态分析，得出前13阶固有频率。在此基础上，用SRSS振型组合法分析多地震谱、多角度下核主泵的地震谱响应，得到了相应的应力和位移响应。对主泵进行静力学分析，将地震动应力与静应力相叠加，分析不同工况下主泵机组的应力值。按ASME规范进行校核，结果表明：应...
主泵泵壳进出口接管密封技术
主泵 密封 水压试验
2012/4/22
分析了主泵泵壳水压试验时进出口接管的密封形式，并在借鉴以往产品密封结构的基础下，对泵壳密封结 构进行了改进，提高了密封的可靠性，降低了产品制造难度，对同类大开口高压密封有一定的参考价值。
2010年1月8至10日，由我校作为首席科学家单位承担的国家重点基础研究发展（973）计划项目—“核主泵制造的关键科学问题”2009年度总结报告会在学校召开。来自科技部、国家核工业总公司、国家核安全局、沈鼓集团、哈电集团，以及上海交通大学、清华大学、浙江大学、华中科技大学、中南大学、西安交通大学和大连理工大学的80多位专家、学者和项目组研究人员到会，会议对一年来项目的研究进展情况进行了总结、交流和...
奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触，就会被碳钢污染，而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知，核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求，本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例，通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明：附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大；嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位...
首台国产百万千瓦级核电主泵下线发运
首台 核电主泵
2009/12/14
2009年12月7日，首台国产百万千瓦级核电主泵在四川德阳东方阿海珐核泵有限责任公司成功下线，并发运岭澳二期核电项目。这标志着我国核电主设备配套制造能力和装备制造水平迈上一个新台阶。