泵壳密封垫是核电站主泵重要的静密封件,设置在主泵泵壳与泵盖间,承受主泵各种预期的瞬态压力和温度,防止反应堆冷却剂泄漏。本文主要介绍泵壳密封垫的结构特点和工作原理,分析了不同结构密封垫的特点,在此基础上研究泵壳密封垫的设计改进方案。

防逆转装置是核电站轴封型主泵的重要组成部分,承担防止主泵电机失电后发生逆转、避免主泵电机再次启动后发生损坏的功能。文中介绍了防逆转装置的结构特点、工作原理及功能特性,对比分析了两种不同类型防逆转装置的差异,结合主泵电机及防逆转装置结构特点进行防逆转装置的选型论证与分析。

某核电站重要厂用水泵出厂试验时,泵在小流量工况时,上轴承处出现振动异常的现象,导致设备达不到出厂要求,对生产进度造成影响。通过观察重要厂用水泵出厂试验,了解泵机组、试验台及试验管路的振动情况,提出了相应的解决措施,通过后续试验,验证了该方法的正确性,并分析了可能产生振动的原因,为同类泵的设计提供参考。

某核电站硼回收系统（TEP）循环泵9TEP008PO机械密封在运行期间频繁出现泄漏量超标故障,严重影响安全生产。对该泵机械密封泄漏故障进行根本原因分析,并结合现场实际情况制定改进方案。经长时间运行验证,此改进方案彻底解决了密封泄漏问题。

为保障核电项目中主给水泵机组的安全稳定运行,本文结合某项目中主给水泵机组事故情况进行分析,总结常见事故,从泵机组稀油站逻辑控制系统、最小流量系统、给水泵性能曲线和电网环境条件等方面提出解决措施,并成功应用于泵组改造。通过该电动给水泵组事故分析处理,为其他项目此种泵机组的设计、监造和运行提供参考。

本文以国内某2×1000 MW级核电机组的循环水泵设备功能设计、结构、性能、安装和试验等方面的技术要求为设计输入,工程采用美国西屋公司AP1000技术,循环水系统配置3台容量为33.3%的定速、固定叶片、转子可抽式立式斜流泵。通过对水泵水力模型研发、结构设计、强度分析计算、样机试制和测试,最终研制出了适合核电常规岛的循环水泵。

针对核电主设备用密封垫片国产化研制，获得的试验温度-压力曲线与实际运行过程进行对比，垫片的验证试验是可行的。本文就试验验证装置进行研究，采用模拟实际运行工况条件并将验证密封性能及可靠性，表明该试验方法用于核电主设备用密封。

核电厂发生全厂断电事故（SBO事故）后,事故缓解的一个措施为投用反应堆冷却剂泵（以下简称＂主泵＂）的非能动停车密封。非能动停车密封的投用条件之一是主泵的转速降低到一定转速,因此需要分析研究SBO事故后一回路的自然循环是否会对非能动停车密封的投用造成影响。

Y、D和J核电厂运行期间,在反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）换料水箱PTR001BA冷却循环阶段,多次发生冷却循环泵2号泵PTR002PO就地停运时1号泵PTR001PO自动跳闸故障。通过理论分析与现场试验,确定了故障原因,并给出了针对性处理措施。

本文以核电常规岛主给水泵为研究对象,采用ANSYS12.0软件对主给水泵的转子部件进行转子动力学分析,在考虑密封间隙内的流体对转子施加的横向力基础上,对给水泵的临界转速与稳态响应进行分析。结果表明：在所有预定工况下,转子系统临界转速高于工作转速（4889 r/min）的120%,满足安全运行要求;转子上各个关键位置的稳态响应值都低于限值,系统不会发生动静干涉。