核电站反应堆冷却剂泵故障诊断系统研制  

作　　者：崔怀明[1] 匡成骁 王岩[1] 

机构地区：[1]中国核动力研究设计院,四川成都610213

出　　处：《科技成果管理与研究》2023年第7期52-55,共4页Management And Research On Scientific & Technological Achievements

摘　　要：反应堆冷却剂泵(主泵)是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,为动机设备,其结构复杂、技术难度大,集机、电、水、气、油于一体,且为一回路承压边界.反应堆冷却剂泵能否正常工作直接关系到核电的安全性和经济性.核电主泵由于振动过高、轴封泄漏量异常、轴裂纹、辅助系统监测及预警不及时等典型故障最终导致机组停运的事件已多次发生,使核电厂遭受经济损失.

关 键 词：辅助系统 反应堆冷却剂泵 机组停运 反应堆冷却剂系统 故障诊断系统 轴封泄漏 核电站 承压边界 

分 类 号：TM623[电气工程—电力系统及自动化]