摘要：主要介绍了莲花电站水轮机的结构特点及设计中的主要参数选择和材料选用

摘要：本文讨论了一种水泵水轮机主轴密封的设计分析方法,介绍了该密封的工作条件、性能要求、结构形式、工作原理及特点等,重点对密封压力、补偿方式、泄漏量、密封副冷却做了定量分析。

摘要：本文介绍了水轮机补气的目的、方式及装置特点 ,着重讨论了一种适用于中小机型的新型中心补气结构方案。

摘要：为解决核主泵双向推力轴承润滑油外循环冷却系统循环动力所需辅助叶轮的设计验证问题,采用CFD分析方法,对油叶轮内特性压力流速进行数值分析.通过分析流道中间流面相对速度矢量分布,验证导叶进口流动有无冲角、叶型设计及与导叶匹配的优劣.数值分析直观反映了叶型设计形成的流动参数及流动规律.结果显示,导叶出口速度方向主要为切向,这有效降低了流体对导叶出口后侧装置的冲撞作用.通过润滑油循环装置模拟试验,将数值结果与试验数据进行对比,在全部5个工况下,两者差异均小于5%,设计结果满足润滑油的流量、扬程、无冲击流动等运行要求.文中采用的数值分析方法可替代逐次试验验证的轴流式辅叶轮设计方法,并成功应用于核电站反应堆冷却剂泵的产品设计.

摘要：为了检测核主泵水力部件数控加工完成后叶片型线的偏离程度,提出了1套水力部件的检测和评定方法.采用逆向工程点云分析软件(PolyWorks)与三维扫描设备相结合,测量叶轮模型叶片与产品叶片进出口压力、吸力面三坐标,同时计算叶片型线偏离的均方根偏差.通过对叶片进出口型线测量数据的统计处理和理论分析,提出叶片进出口型线偏离角度Δβ的计算公式、叶片间叶距角Δφ的偏离公式以及部分叶片型线偏离的修正公式K.结果表明:该方法能够准确有效地检测水力机械叶片型线的分布,保证了各型线有相同的包角.以国内田湾核电站扩建工程5,6号机组以及秦山一期扩建工程方家山核电站主泵叶轮翼型的检测与评定分析为例,经主泵全流量试验验证表明,与数值分析结果相比,主泵流量满足规范偏离设计流量的±2. 5%、扬程偏离±1. 5%的要求.

摘要：CNP1000轴封式核主泵作为泵类行业的高端设备是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备,其自主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点.对核电泵的国内技术现状以及1 000 MW轴封式核主泵结构特点进行了介绍,分别从承压边界、水力部件、转子轴系、隔热组件、轴密封、停车密封、水导轴承、推力轴承、一体化供油泵、油密封、辅助系统及其关键设备进行了设计原理和实施要求的详细说明.通过对不同类型主泵的出口限制情况和应用前景比较分析,说明了轴封主泵对外出口的优势,提出轴封主泵将在很长一段时间占据核电市场的主导地位.目前国内企业已完成了多项关键技术,如主轴密封、水力部件、全流量试验等的自主化,但是核主泵的理论基础并没有完整建立,有待进一步研究.因此,核主泵的国产化研制任务仍需较长的时间去攻克.

摘要：对第三代先进型压水堆AP1000首堆工程循环水泵的结构设计和运行作了简介,列述了循环水泵的流量、扬程、电机功率等参数及性能曲线。对海水循环泵的几种选型方案进行了比较,为AP1000堆型循环水泵的设计选型提供参考。

摘要：目前,轴封型核主泵是核电站一回路系统中唯一还没有实现国产化的设备。通过对该核主泵设计与制造的国内技术现状描述以及对该主泵结构设计的简要介绍,概述了该核主泵研制的阶段性进展,并对核主泵的市场前景进行分析,指出核主泵国产化研制的重要意义,并阐明轴封主泵将在很长一段时间内占据主导地位。

摘要：自日本"3.11大地震"诱发福岛核电站事故后,提高核电站的抗震能力成为各方的关注焦点。隔震技术作为能有效提高结构抗震能力的手段,对于其在核电站结构中的运用工程界充满期待。文中以某核电安全壳作为分析对象,利用Midas civil有限元软件模拟,运用时程分析方法对结构在三向地震动输入下的响应进行精细分析。重点分析了隔震支座合理刚度的选择以及结构在有、无脉冲两类地震作用下的响应差异,为核电站的隔震设计提供参考。

摘要：为验证核主泵导叶体在高温工况下的结构完整性,通过水力模型试验测得叶片压力分布,从而优化叶片压力场。导叶叶片顶部到叶片根部压力趋势为线性梯度,沿圆周方向无压力梯度。提出了模型泵叶片与真机间的压力换算,以模型试验测得模型泵叶片压力,通过模型泵与真机泵之间的轴向力比值及转矩比值分别计算轴向力载荷有效系数及转矩载荷有效系数,进而计算获得轴向力与转矩载荷下叶片压力,导入ANSYS软件计算导叶体轴向力F_(sh)与转矩M_c在载荷下的最大应力及变形量。通过计算导叶体在设计寿命内经受的载荷周期循环,引入海夫Haigh图谱,通过材料极限疲劳试验评定导叶体在极限载荷工况下的疲劳极限值;优化了导叶体的加载工况,计算出轴向与转矩载荷下最大应力值的疲劳失效安全系数,从而确认疲劳安全性。