反应堆冷却剂泵作为核电站的心脏设备,驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动,连续不间断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧,其安全稳定运行是核电站运维工作的重中之重。主泵轴密封系统作为主泵的辅助系统之一,为主泵提供轴封注入水,在冷却和润滑主泵轴承的同时防止反应堆冷却剂沿泵轴向上泄漏。从密封注入水控制系统出发,站在仪控角度结合现场实际运行工况对主泵密封再循环隔离阀的控制逻辑和DCS通道两个方面的设计提供优化方案,通过设备动作试验以及模拟体仿真手段,验证优化方案可行。

在高核功率反应堆冷却剂泵动压控制中,面临众多复杂约束条件,导致PID控制能力降低,增加主泵停运风险,进而影响整个核电站的安全运行。为了提高核电站供电能力,提出一种复杂约束条件下的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法。通过分析高核功率反应堆冷却剂泵工作原理,选取有代表意义的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制约束条件,并以此为基础,采集不同工况下主泵内部流畅运行所产生的液膜压力和叶轮压力,输入PID控制器中,根据PID控制器输出的控

反应堆冷却剂泵是压水堆核电站-回路系统的关键设备之一，其可靠性直接影响到反应堆的安全运行。文中介绍了我国自主开发的轴封型反应堆冷却剂泵研发项目的必要性和项目总体研发策略，并基于华龙一号项目的设计要求，提出了轴封型主泵的总体技术方案、需要解决的关键技术问题及试验与鉴定项目。

从反应堆冷却剂泵的经济性出发，以国内某300MWe级核电站主泵为对象，利用计算流体技术（CFD）对其内部流场进行了数值研究，以效率为中心，重点分析了主泵叶轮段、导叶体段的速度、压力分布。通过计算9个不同流量点，得到了叶轮段和整个泵段的性能曲线，并根据对比分析结果提出了优化设计方案。

反应堆冷却剂泵的流动、传热问题涉及计算流体力学和固体传热有限元学，流、固传热系统在交界面处边界条件的确定是一个重点。利用分区求解、边界耦合的方法将流体和固体作为一个整体研究，在交界面上先假定一个初始温度，再进行迭代计算。通过对计算结果进行分析，从而得到主泵实体及流体的温度分布与流体流动状态有密切关系，叶片温度受流动状态影响较大，轮毂处相对较小，叶轮叶片表面高温区类似涡状。为研究主泵流场、温度场和应力场的三场耦合问题，提供了依据。

反应堆冷却剂泵主螺栓是保证一回路完整性的重要联接件,紧固方式主要是电加热法和液压拉伸法,这两种方法在现役核电站中均有应用。本文通过对这两种方法的探讨,分析出各自的优缺点以及二者的组合应用,供主泵使用单位和设计制造厂家参考。