压水堆核电厂安全二级泵汽蚀余量

单级立式离心泵汽蚀余量 东莞杰凯泵业有限公司是一家专业生产jkh化工用单级立式离心泵等工业用水泵产品生产 和销售的企业，公司自创建以来本着“科技创新、用户至上、追求卓越”的宗旨，不断发 展壮大;组建了一支“管理科学化，组织专业化、销售健全化，服务规范化”的高素质队伍， 现已发展成为一个集研制、生产、经营和服务为一体的综合企业。公司已建立了一整套从 设计、开发、生产、制造到服务的严格质量保证体系。 当单级立式离心泵制成后，其必需的汽蚀余量npshr是已经确定不能改变的，单级立式离 心泵在运行中发生汽蚀则取决于有效的汽蚀余量npsha。 杰凯泵业原则上说，当npsha＞npshr时，泵就能正常运行，否则泵不应运行。 单级立式离心泵在泵装置中，其安装高度是固定的，但不锈钢磁力泵从泵装置得到的有 效汽蚀余量npsha值将随泵的流量增大而降低；而由单级立式离心泵本

汽蚀余量和水泵安装高度计算

泵的汽蚀余量和安装高度的计算 一、气蚀的发生过程 液体汽化时的压力称为汽化压力（饱和蒸汽压力），液体汽化压力的大小和温度有关， 温度越高，由于分子运动更剧烈，其汽化压力越大。20℃清水的汽化压力为233.8pa,而100℃ 水的汽化压力为101296pa(一个大气压)。可见，一定温度下的压力是促成液体汽化的外界 因素。液体在一定温度下，降低压力至该温度下的汽化压力时，液体便产生气泡，把这种产 生气泡的现象称为气蚀。 气蚀时产生的气泡，流动到高压处时，其体积减小以至破灭。这种压力上升，气泡消失 在液体中的现象称为气蚀的溃灭。 为保证泵不汽蚀，泵叶轮进口处单位重量的液体所必须具有的超过汽化压力的富余能 量。浅释如下： 当离心泵的吸入高度过大和液体温度较高时，以致使吸入口压强小于或等于液体饱和蒸汽 压，则液体会在泵进口处沸腾汽化，在泵壳内形成一个充满蒸汽的空间，随着泵旋转，

应用停泵水锤的基本理论,建立了压水堆核电厂三回路水泵、泵出口阀、冷凝器和出水虹吸井等边界条件的数学模型,并采用特征线法进行求解。结合工程实例计算说明,泵出口阀的关闭程序对水锤压力的影响较大,水泵出口采用两阶段关闭液控蝶阀可以有效减小停泵水锤压力,但其关闭程序应在水锤数值模拟分析的基础上优化确定。

《压水堆核电厂的运行》 课程论文 题目：ap1000核电厂与二代压水堆核电厂主 泵运行的比较 学号： 姓名： 班级： 专业： 2012年11月 ap1000核电厂与二代压水堆核电厂 主泵运行的比较 摘要：综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆ap1000屏蔽式 电动主泵以及现代压水堆核电厂使用最广泛的冷却剂泵—轴密封泵。 通过对屏蔽式电动主泵和轴封泵功能及机械结构方面的介绍,分析比 较ap1000核电厂与二代压水堆核电厂主泵的运行。 关键词：压水堆核电站ap1000屏蔽式电动主泵轴封泵 二代压水堆主泵运行比较 abstract:thesynthesisoftheu.s.westinghousethirdgenerationof advancedpressurizedwaterreactorap1000shieldedelectri

汽蚀余量与安装高度计算 必需汽蚀余量npshr 其中：v0、w0—叶片进口稍前的绝对速度和相对速度 λ—汽蚀系数 此参数是规定泵要达到的汽蚀性能参数，npshr越小，泵的抗汽蚀性能越好。它主要与泵本身（流道形状设计）有关， 还与泵的工况有关。 有效汽蚀余量npsha 其中：ps、vs分别为泵进口法兰处的压力和速度 pv为该介质在工作温度下的汽化压力 npsha又称为装置汽蚀余量，是由泵的吸入装置提供的，表示在泵进口处单位重要液体具有的超过汽化压力水头的富余 能量。它主要与装置参数和液体性质有关。 许用汽蚀余量[npsh] 这是确定泵使用条件（如安装高度）用的汽蚀余量，它应大于临界汽蚀余量，以保证泵运行时 不发生汽蚀。通常取[npsh]=npshr+k，k取（0.3~0.5）m 汽蚀基本方程式——即是泵发生汽蚀条件的物理表达式 即npsha=npshr

计算离心泵安装汽蚀余量的方法 对于油泵，安装高度是用汽蚀余量δh来计算，即泵允许吸液体的真空度， 亦即泵允许的安装高度，单位用米。用汽蚀余量δh由油泵样本中查取，其值也 用20℃清水测定。若输送其它液体，亦需进行校正，详查自平衡多级泵厂长沙 宏力水泵的网站：。 吸程=标准大气压（10.33米）-汽蚀余量-安全量（0.5米） 标准大气压能压管路真空高度10.33米。 例如：某泵必需汽蚀余量为4.0米，求吸程δh？ 解：δh=10.33-4.0-0.5=5.83米 从安全角度考虑，泵的实际安装高度值应小于计算值。当计算之hg为负值时， 说明泵的吸入口位置应在贮槽液面之下。 例2-3某离心泵从样本上查得允许吸上真空高度hs=5.7m。已知吸入管路的全 部阻力为1.5mh2o，当地大气压为9.81×104pa，液体在吸入管路中的动压头 可忽略。试计

先说一下各种汽蚀余量的概念： npsh，汽蚀余量，是水泵进口的水流能量相对汽化压力的富余水头。.n't'x9x/ 要谈允许汽蚀余量的由来，首先讲npsh的一种：有效汽蚀余量npsha（npshavailable， 也有以δha表示），取决于进水池水面的大气压强、泵的吸水高度、进水管水头损失和水流 的工作温度，这些因素均取决于水泵的装置条件，与水泵本身性能无关，所以也有叫装置汽 蚀余量的。 npshr（npshrequired，δhr），必需汽蚀余量。由上所述，在一定装置条件下，有效汽蚀 余量δha为定值，此时对于不同的泵，有些泵发生了汽蚀，有些泵则没有，说明是否汽蚀 还与泵的性能有关。因为δha仅说明泵进口处有超过汽化压力的富余能量，并不能保证泵 内压力最低点（与泵性能有关）的压力仍高于汽化压力。将泵内的水力损失和流速变化引起 的压力降低

为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术可显著提高安全壳的抗震性能。

压水堆核电厂运行 课程论文 ap1000核电厂二代压水堆 安全设施和系统的比较 学生姓名： 班级：090 学号：090 二零一二年十一月 ap1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较 ap1000简介 ap1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站 事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。迫切 的需要一种安全又可靠的新型核电厂来取代二代核电厂。20世纪80年代中期开 始，美国epri与nrc的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投 资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改 善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的urd， 1994年欧共体制定了eur。现在人们通常把符合urd和eur要求的核反应堆 称作先进堆核电厂。 非能动安全系统 ap

安全级控制显示装置是核电厂操作员与数字化核安全级控制保护系统进行交互的人机接口,因其功能强大,且具备高度可靠性等特点,一直以来我国核电厂都需要进口安全级控制显示装置.gpu200是广利核公司自主研发的核电厂安全级控制显示装置,本文从确定性、可靠性、可维护性和人因工程等维度阐述了gpu200的软件设计,尤其是自监督等关键技术的实现方法.目前gpu200作为我国首套核安全级设备已成功应用于阳江核电厂5、6号反应堆控制保护系统.

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。

能源行业核电标准化技术委员会秘书处于2014年12月22日~24日在北京组织召开了核电标准审查会,本次会议审查了由中国核动力研究设计院主编的《压水堆核电厂安全降压和排气系统设计准则》、《压水堆核电厂反应堆压力容器及反应堆冷却剂系统管道和设备保温层设计制造规范》和中广核工程有限公司主编的《核级金属波纹管膨胀节设计制造规范》。来自环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院、中国核电工

压水堆核电厂运行与管理结课论文 —压水堆核电厂运行p-t图的分析 学号：201220040313 姓名：王涛 班级：1220403 专业：核工程与核技术 时间：2015年11月24日 压水堆核电厂运行p-t图的简单分析 一、引言 [1] 反应堆压力容器(rpv)是核安全一级部件，在服役过程中，由于受到中子辐照的影响， 材料性能将会逐渐劣化，具体表现为强度增加、塑性与韧性下降。为了防止发生脆性开裂， 核电厂在启停堆过程中必须控制压力容器内的温度和压力，将压力和温度控制在限值曲线 (p-t曲线)所规定的范围内。即构成反应堆在运行时所应遵守的核电厂运行p-t图[2]。 二、限制线 把反应堆标准运行的温度、压力限制标注在p—t图上，则构成了rcp标准工况p—t图。 对于核电厂从换料到功率运行的反应堆标准运行方式，温度和压力都

针对法国900mw压水堆核电厂余热排出系统的设计,探讨了其存在的一些安全问题及其设计改进方案。并指出余热排出系统在事故缓解中的重要性。

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秦山核电厂安全壳预应力施工

安全壳作为核电厂的第三道屏障,也作为最后一道屏障,在核电厂安全上有着重要的意义,因此压水堆技术规格书对安全壳的要求也非常严格,特别是对安全壳泄漏率的要求,但安全壳涉及与外的接口又特别多。本文从方家山2号机组安全壳压力的异常变化分析安全壳各泄漏的可能性,利用排除法最终确定泄漏点。并利用分析安全壳压力的细微变化,快速定位泄漏部位。

分析了古田溪水电厂二级电站原#1、#2水轮机汽蚀产生的原因;介绍了具体处理过程;总结了改造经验。

百万千瓦级压水堆核电厂核岛土建设计的厂址适应性分析

本文回顾了压水堆(pwr)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的nsss中,第三代压水堆(pwr)主泵的有关问题。

本文回顾了压水堆(pwr)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的nsss中,第三代压水堆(pwr)主泵的有关问题。(由于篇幅关系,本文分两期刊出)