核电站主泵应急注入水系统过滤装置

    公开(公告)号:CN108889028A

    公开(公告)日:2018-11-27

    申请号:CN201810727607.8

    申请日:2018-07-04

    IPC分类号: B01D36/04

    摘要: 本发明公开了一种核电站主泵应急注入水系统过滤装置,包括:承压部件,包括从上至下依次固定连接的腔体、上封头、筒体和下封头,腔体具有进水口、出水口和溢流口;盖板,与腔体顶部固定连接,并与腔体之间形成有空腔;密封圈,设置于盖板和腔体之间;锥形管,嵌入于腔体和上封头内;以及沉降分离部件,设置于筒体内。相对于现有技术,本发明核电站主泵应急注入水系统过滤装置结构紧凑、安全可靠、分离精度和分离效率高、沉降性能好。

    核电厂核反应堆冷却剂泵及其静压轴封组件

    公开(公告)号:CN105673551B

    公开(公告)日:2018-03-06

    申请号:CN201410665419.9

    申请日:2014-11-19

    IPC分类号: F04D29/10 F04D29/12

    摘要: 本发明公开了一种核电厂核反应堆冷却剂泵及其静压轴封组件,所述静压轴封组件的第一密封组件通过密封圈和高分子聚合物环实现与设在其外部的密封壳之间的周向密封;第一密封组件在与密封壳接触位置处的外壁上开设有环形容置槽,环形容置槽横截面的两端具有不同的宽度,其中较大的容置端比较小的挤压端更靠近冷却剂泵水力部件;高分子聚合物环在正常工况时收容在环形容置槽的容置端内,在全厂断电工况下将变软并被高温高压流体挤压进入环形容置槽的挤压端,从而与密封壳及第一密封组件紧密贴合,保证二者之间的持续密封。与现有技术相比,本发明解除了对耐高温橡胶O型圈的依赖,并且有效降低了核电厂的堆芯损坏概率。