核主泵
- 反應(yīng)堆一回路對核主泵葉輪入流特性的影響
道[1-2].核主泵[3]相當于核電站的心臟,其主要作用是推動反應(yīng)堆冷卻劑在系統(tǒng)回路內(nèi)循環(huán)流動,將反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的熱量傳遞至蒸汽發(fā)生器,產(chǎn)生蒸汽帶動汽輪機做功發(fā)電.核主泵是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中提供冷卻劑循環(huán)動力的關(guān)鍵設(shè)備,其長期安全穩(wěn)定運行對堆芯冷卻和核電廠安全具有重要意義[4].通常情況下,泵的葉片設(shè)計及安全可靠性評估均假設(shè)入流條件為均勻入流.眾多研究人員在均勻入流條件下,對葉片泵的設(shè)計及運行進行了研究,獲取了一定的成果[5-6].對于非均勻入流,研究者對
排灌機械工程學(xué)報 2023年10期2023-10-26
- 核主泵高性能制造的可靠性分析方法
水堆核電站中，核主泵是驅(qū)動核島內(nèi)高溫高壓高放射性工質(zhì)水循環(huán)，將反應(yīng)堆芯核裂變熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽，推動汽輪機發(fā)電的核心裝備。作為承壓邊界內(nèi)唯一連續(xù)運轉(zhuǎn)的裝備，在運行、啟停、事故和災(zāi)變工況運轉(zhuǎn)穩(wěn)定性和承壓邊界完整性直接影響堆芯安全，決定了系統(tǒng)的可靠性[1,2]。以1500 MWe壓水堆核電站“國和一號”大功率屏蔽式核主泵為例，設(shè)計壓力17.3 MPa，運行壓力15.5 MPa，流量21 642 m3/h，揚程111 m，設(shè)計溫度350 ℃，屏蔽電機熱
中國核電 2022年3期2022-09-17
- 密封口環(huán)間隙對核主泵CAP1400瞬態(tài)特性的影響＊
[1-2]，而核主泵作為核反應(yīng)堆一回路中唯一的旋轉(zhuǎn)機械，面臨長期使役，高溫高壓和強輻射的惡劣運行環(huán)境，需要苛刻的高可靠性水動力性能。其中核主泵密封間隙泄漏流動與其過流部件主流流動的交互作用，形成核主泵葉輪和導(dǎo)葉內(nèi)部復(fù)雜的旋渦結(jié)構(gòu)以及不穩(wěn)定的瞬態(tài)流動，給核主泵的安全可靠性帶來致命的威脅。目前國內(nèi)外對于泵內(nèi)部流場的非定常研究主要集中在葉輪與導(dǎo)葉之間的動靜干涉，由于葉輪與導(dǎo)葉的相對運動，使得葉輪出口尾跡的周期性干擾內(nèi)部壓力場，使得葉片表面靜壓發(fā)生周期性變化，造成
風機技術(shù) 2021年4期2021-09-27
- 核主泵壓力脈動及其改善方法研究進展
610039)核主泵作為核電站唯一高速旋轉(zhuǎn)設(shè)備，擔任著驅(qū)動高溫高壓高放射性冷卻劑在核電站冷卻系統(tǒng)中循環(huán)的重要責任，因此核主泵的高效穩(wěn)定運行關(guān)系著核電站的安全[1].現(xiàn)階段核主泵的設(shè)計遵循的原則是“高安全、高效率、長壽命、低成本”，核主泵主要分為軸封泵和屏蔽泵[2].核主泵是一回路的主要承壓邊界，在設(shè)計時首先要考慮運行安全和泵殼耐壓，其次才是提高水力性能[3].核主泵壓水室的設(shè)計采用類球形等截面環(huán)形結(jié)構(gòu)，其原因是為了保證主泵的承壓能力.近幾年國內(nèi)對核主泵的研
排灌機械工程學(xué)報 2021年8期2021-07-16
- 核主泵四象限特性曲線的數(shù)值預(yù)測
618000)核主泵(反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵)作為核島內(nèi)控制冷卻劑循環(huán)的核一級關(guān)鍵設(shè)備，其性能直接決定了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)運行的穩(wěn)定性和可靠性[1].在壓水堆(PWR)核電廠的反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)中，核主泵處于并聯(lián)運行狀態(tài)，啟動過程中就會產(chǎn)生反向流動現(xiàn)象，在事故工況下，核主泵會存在多種不同的非正常運行工況[2].為了滿足核電站系統(tǒng)設(shè)計需求，核主泵制造商必須提供主泵的運行全特性(包括正常和非正常運行工況)曲線，即四象限特性曲線.目前核主泵的四象限特性曲線主要是通過試驗
排灌機械工程學(xué)報 2021年5期2021-05-24
- 核電廠屏蔽主泵安裝焊接技術(shù)研究
0233）作為核主泵的泄漏防護屏障，CANOBY密封環(huán)的焊接質(zhì)量關(guān)乎核電廠的安全運行。結(jié)合ASME焊接規(guī)范，針對密封環(huán)焊接工藝評定的制定思路、執(zhí)行標準、重要變素以及焊工資質(zhì)評定進行分析研究。根據(jù)核主泵的安裝邏輯，提出了一種施工工藝進行驗證。結(jié)果表明，ASME BPVC Ⅲ-NB分卷的特殊要求是對ASME BPVC IX卷重要變素的重要補充，兩者結(jié)合起來是保證焊接工藝評定正確開展的前提。分階段焊接密封環(huán)焊縫的施工工藝行之有效，焊接過程得到良好控制，保障了核主
核科學(xué)與工程 2021年5期2021-04-07
- 核主泵內(nèi)部流動研究現(xiàn)狀與技術(shù)發(fā)展綜述
率，促進大功率核主泵的制造和推廣[4].以CAP系列核主泵為例，采用帶高轉(zhuǎn)動慣量飛輪的大功率屏蔽電機泵，由于其設(shè)計、分析計算、制造、檢驗和試驗技術(shù)難度大、要求高，從引進技術(shù)、消化吸收到國產(chǎn)化制造的全過程歷盡坎坷，受業(yè)界高度關(guān)注.為了確保核主泵60 a安全可靠運行，Westinghouse和制造商EMD公司制定了極為嚴格甚至苛刻的設(shè)計標準和試驗驗證標準——無論是在核主泵的設(shè)計、零部件材料，還是制造精度、生產(chǎn)工藝方面，都突破以往的通用標準，提出了更高標準的要求
排灌機械工程學(xué)報 2020年11期2020-12-04
- 核主泵奧氏體不銹鋼零件清潔防護體系的構(gòu)建
潔體系的構(gòu)建是核主泵對于奧氏體不銹鋼零件的一種防污染措施，同時也是保證核主泵產(chǎn)品最終質(zhì)量的關(guān)鍵。按ASME法規(guī)要求，核主泵產(chǎn)品屬于清潔度等級要求為B級產(chǎn)品，為此我們對整個產(chǎn)品的生產(chǎn)過程加以控制，通過運用TRIZ理論對其進行研究開發(fā)，成功解決了核主泵產(chǎn)品清潔度難以保證的問題，形成了我廠具有自主知識產(chǎn)權(quán)的清潔度控制體系。二、問題概述：1、原材料：在核主泵的原材料采購上，沒有關(guān)于清潔度的控制，導(dǎo)致來料狀體存在被污染的風險。2、加工過程：沒有對刀具和對應(yīng)的耗材進行
科技創(chuàng)新與品牌 2020年9期2020-11-02
- 小破口失水工況下屏蔽泵軸系動力學(xué)分析
0）0 引 言核主泵是核反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵的簡稱，主要用于推動冷卻劑在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中循環(huán)運動，將核反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量帶到蒸汽發(fā)生器中產(chǎn)生蒸汽推動汽輪機旋轉(zhuǎn)發(fā)電[1-4]。失水事故（LOCA）是由回路壓力邊界出現(xiàn)破口導(dǎo)致的。失水事故會導(dǎo)致冷卻劑泄漏、堆芯無法及時冷卻、放射性物質(zhì)進入核電站外部世界[5]。因此，研究核主泵在小破口失水工況下的工作狀態(tài)有利于采取相應(yīng)安全措施防止發(fā)生核事故。國內(nèi)對失水工況下核主泵工作狀態(tài)已有一些研究，于健[6]研究了核主泵在小破口
機械工程師 2020年8期2020-09-08
- 1000MW 核主泵水力計算與壓力脈動分析
150000）核主泵又叫做核電站反應(yīng)堆冷卻劑主泵，是核電站系統(tǒng)的重要組成部分之一，主要功能是為核反應(yīng)堆冷卻劑提供循環(huán)的動力，核主泵的運行既要滿足水力的功能性要求，保證運行的穩(wěn)定，又要考慮到壓力脈動的影響。核主泵內(nèi)部結(jié)構(gòu)較為復(fù)雜，受到葉頂間隙和輪轂旋轉(zhuǎn)等邊界因素的影響。本文通過試驗，對軸流式核主泵進行研究，主泵由泵殼、葉輪罩、導(dǎo)葉以及葉輪等部件組成，結(jié)構(gòu)見圖1。首先采用穩(wěn)態(tài)方法計算栗整機流場，將數(shù)值與試驗值對比分析，確定CFD 數(shù)值計算方式的準確，然后又在計
科學(xué)技術(shù)創(chuàng)新 2020年23期2020-08-13
- ACP100核主泵四象限全特性模型試驗研究
采用3臺軸流式核主泵并聯(lián)運行驅(qū)動冷卻劑在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)循環(huán)流動，在泵組非同步啟動、停止或事故工況下，其中某臺或多臺核主泵可能進入泵工況外的其他象限，因此必須提供核主泵的四象限特性曲線用于系統(tǒng)安全評估。泵的全特性工況涉及正轉(zhuǎn)（水泵工況轉(zhuǎn)向）、反轉(zhuǎn)、正揚程（葉輪出口能量大于進口能量）、負揚程、正流量（液體從吸入口側(cè)流向排出口側(cè)）、負流量、正功率（原動機把機械能傳給液體）、負功率等多種工作狀態(tài)的組合，四象限各工況參數(shù)特性見表 1［2-8］。表1 水泵全特性區(qū)
流體機械 2020年2期2020-04-07
- 核主泵壓力脈動及其誘導(dǎo)振動研究進展
116024)核主泵是驅(qū)動核島內(nèi)高溫高壓高放射性工質(zhì)循環(huán),將反應(yīng)堆芯核裂變的熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,推動汽輪機發(fā)電的裝備。核主泵泵體是單級單吸混流式離心泵,水力部件主要包括泵殼(壓水室)、葉輪和導(dǎo)葉等零部件,通常具有較高水力效率和良好抗汽蝕性能[1]。作為一回路主要承壓邊界,核主泵設(shè)計首先基于泵殼耐壓和運行安全,其次才是其水力效率要求。核主泵類球形等截面環(huán)形壓水室及其設(shè)置的徑向出水口,旨在保證其承壓能力。葉輪與導(dǎo)葉結(jié)構(gòu)形式類似,均由輪轂、輪緣和葉片組
中國核電 2019年3期2019-08-22
- 轉(zhuǎn)子懸臂比對核主泵水力振動的影響
三代核電站中，核主泵是核島中唯一高速旋轉(zhuǎn)的設(shè)備，是核島的心臟，其性能及穩(wěn)定性直接影響核電站的發(fā)電能力和安全。目前，先進核電站的核主泵一般采用立式安裝，轉(zhuǎn)子支撐方式為懸臂式，即轉(zhuǎn)子泵軸的兩個支撐軸承均位于泵軸一端，葉輪則安裝在泵軸另一端，處于自由懸臂狀態(tài)。這種結(jié)構(gòu)使得轉(zhuǎn)子動力特性變得非常復(fù)雜，加之核主泵一般采用混流葉輪、徑向?qū)~和環(huán)形壓水室結(jié)構(gòu)，葉輪與導(dǎo)葉動靜耦合模式?jīng)Q定了核主泵葉輪與導(dǎo)葉間存在較強的流動干涉效應(yīng)[1]，并誘發(fā)核主泵機組的周期性振動。20世紀
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年4期2019-05-13
- 基于流固耦合的混流式核主泵葉輪模態(tài)分析
9)引言混流式核主泵是核電站的“心臟”，也是核反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)中唯一高速旋轉(zhuǎn)的設(shè)備，其特殊的運行環(huán)境對其可靠性要求較高，對核電站的安全穩(wěn)定的運行有著至關(guān)重要的作用。葉輪是核主泵的主要過流部件，其振動特性將直接影響到核主泵的可靠性及安全穩(wěn)定性。因此，對核主泵葉輪的進行模態(tài)分析顯得尤為重要，本文基于單向流固耦合對核主泵無預(yù)應(yīng)力和有預(yù)應(yīng)力(離心力和液體壓力)情況下進行模態(tài)對比分析，探究了在設(shè)計工況下混爐式核主泵的振動特性。一、模態(tài)分析基本理論模態(tài)分析是最基本的動
福建質(zhì)量管理 2019年7期2019-04-04
- 核主泵泵殼補焊的工藝優(yōu)化研究
冷卻劑泵（即“核主泵”）是壓水堆核電站中最關(guān)鍵的核島一回路主設(shè)備之一，是核島內(nèi)唯一的旋轉(zhuǎn)設(shè)備，其運行故障將直接導(dǎo)致反應(yīng)堆停堆，甚至造成核安全事故。核主泵代表著當代泵類產(chǎn)品設(shè)計制造的最高水平。泵殼作為主泵的承壓邊界部件，其主要作用是將工作介質(zhì)引向葉輪和匯集由葉輪流出的介質(zhì)，并把介質(zhì)的大部分動能轉(zhuǎn)化為壓能。由于主泵長期在高溫、高壓和放射性環(huán)境下工作，核主泵泵殼主要承受工作壓力和熱載荷，其質(zhì)量對于核主泵長期安全、可靠運行具有重要意義。泵殼材料為奧氏體不銹鋼，約為
中國設(shè)備工程 2018年24期2019-01-26
- 核主泵清潔度控制及檢測方法
110869）核主泵產(chǎn)品的各組成模塊（零件）在制造階段就必須達到核電廠最終投入運行時所要求的清潔度等級。對于核主泵的清潔度而言，其清洗質(zhì)量標準極為嚴格，要提高核主泵的清潔度，必須對核主泵的清洗過程進行分析，既要了解何種因素使核主泵的清潔度受到影響，又要全面了解問題產(chǎn)生的原因，并制定相應(yīng)的提升手段。核主泵的清潔度是指核主泵中被檢件被檢部位的清潔程度，用規(guī)定方法從規(guī)定部位采集到的雜質(zhì)微粒的大小和重量來表示。在制造核一級設(shè)備時，在加工制造過程中必須使用一些不能滿
中國設(shè)備工程 2018年22期2018-12-17
- 基于M310核主泵停車密封的失效分析
Pump）簡稱核主泵[1]。隨著核電行業(yè)的蓬勃發(fā)展，核主泵的運維安全愈加得到各核電站的重視。反應(yīng)堆冷卻劑泵使冷卻劑通過反應(yīng)堆壓力容器，在冷卻劑環(huán)路中循環(huán)。作為冷卻劑、慢化劑和硼酸溶劑的水，通過堆芯時被加熱，然后進入蒸汽發(fā)生器，將熱量傳遞給二回路系統(tǒng)，最后返回反應(yīng)堆冷卻劑泵，重復(fù)循環(huán)。M310核主泵在安裝調(diào)試和運行過程中經(jīng)常出現(xiàn)泄漏、軸瓦燒毀等故障[2]，嚴重影響著核主泵的正常運行。1 停車密封的工作原理主泵停車密封是三級機械密封的后備密封，在泵運行狀態(tài)下不
設(shè)備管理與維修 2018年15期2018-11-08
- 基于M310核主泵停車密封的失效分析
Pump）簡稱核主泵[1]。隨著核電行業(yè)的蓬勃發(fā)展，核主泵的運維安全愈加得到各核電站的重視。反應(yīng)堆冷卻劑泵使冷卻劑通過反應(yīng)堆壓力容器，在冷卻劑環(huán)路中循環(huán)。作為冷卻劑、慢化劑和硼酸溶劑的水，通過堆芯時被加熱，然后進入蒸汽發(fā)生器，將熱量傳遞給二回路系統(tǒng)，最后返回反應(yīng)堆冷卻劑泵，重復(fù)循環(huán)。M310核主泵在安裝調(diào)試和運行過程中經(jīng)常出現(xiàn)泄漏、軸瓦燒毀等故障[2]，嚴重影響著核主泵的正常運行。1 停車密封的工作原理主泵停車密封是三級機械密封的后備密封，在泵運行狀態(tài)下不
設(shè)備管理與維修 2018年8期2018-08-13
- 核主泵屏蔽電機推力軸承裝配沖擊載荷估算分析①
主泵電機種類為核主泵屏蔽電機[1]，水潤滑推力軸承運行時的可靠性受到了各方面關(guān)注[2-4]。屏蔽電機一般采用水潤滑推力軸承，推力軸承軸瓦一般采用石墨或碳碳復(fù)合材料，軸瓦瓦面材料耐沖擊能力有限。在屏蔽電機總裝時，先放入一個推力軸承裝配，而后插入轉(zhuǎn)子，轉(zhuǎn)子裝配中帶有推力盤(有時也含飛輪)?？傃b配時將轉(zhuǎn)子吊裝插入定子，在插入的過程中，推力盤不斷接近推力瓦；隨著插入深度不斷增加，定子法蘭外側(cè)已經(jīng)無法直接觀察推力盤與推力瓦的距離。裝配用吊車每次點動下降距離為1～5m
中國核電 2018年2期2018-07-11
- 核主泵下導(dǎo)軸承鈷基合金堆焊工藝研究
論文從解決以往核主泵下導(dǎo)軸承鈷基合金堆焊層缺陷的問題入手，通過堆焊及加工試驗，制定出合理的堆焊和加工工藝方案，首次實現(xiàn)了華龍項目該部件的自主制造?！続bstract】Starting with the solution to the defects of the cobalt base alloy overlay welding layer for lower guide bearing of the nuclear main pump in the pa
中小企業(yè)管理與科技·上旬刊 2018年5期2018-06-21
- 基于層約束葉片的核主泵空化特性與動力學(xué)特性研究
212000)核主泵(又稱反應(yīng)堆冷卻劑循環(huán)泵)被喻為核島的心臟[1-2]，是核力發(fā)電過程中最主要的核動力設(shè)備，也是核電站反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)中唯一的旋轉(zhuǎn)設(shè)備。核主泵的運行狀況直接影響到反應(yīng)堆的工作狀況[3]，長期安全穩(wěn)定的運行可以保證堆芯的冷卻工作從而極大減少核事故發(fā)生。目前大多失水事故因回路系統(tǒng)破裂產(chǎn)生[4]，而在失水事故發(fā)生時能否安全可靠運行，是衡量核主泵性能的重要指標之一。在失水事故工況下，壓力突降將導(dǎo)致核主泵葉輪內(nèi)部出現(xiàn)空化現(xiàn)象。隨著空化汽泡不斷增多，
振動與沖擊 2018年10期2018-05-28
- 基于流固耦合的核主泵葉輪結(jié)構(gòu)力學(xué)分析
堆冷卻劑泵簡稱核主泵，核主泵具有復(fù)雜結(jié)構(gòu)和力學(xué)特性，其運行過程中涉及如進口流體撞擊、葉片湍流激振、葉片脫流激振等非常復(fù)雜的“流-固”耦合作用；這些激振使得核主泵產(chǎn)生振動，而長時間的機組振動可能引起結(jié)構(gòu)的疲勞破壞。因此，對其進行等效應(yīng)力、應(yīng)變的分析是非常必要的。核主泵作為旋轉(zhuǎn)機械，若其結(jié)構(gòu)的固有頻率與工作的旋轉(zhuǎn)頻率重合或接近，會引起共振，這將對機組的穩(wěn)定運行造成非常嚴重的影響和破壞。此外，在核主泵運行過程中各過流部件由于流體對其造成的激振也可能與其固有頻率接
西部皮革 2018年5期2018-04-11
- 核主泵制造的基礎(chǔ)理論問題研究進展
116024)核主泵是驅(qū)動核島內(nèi)高溫高壓工作介質(zhì)循環(huán),將反應(yīng)堆芯核裂變的熱能傳遞給蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生蒸汽,推動汽輪機發(fā)電的裝備,也是核島內(nèi)唯一的連續(xù)高速旋轉(zhuǎn)的裝備。核主泵作為一回路承壓邊界的組成部分,要求在各種復(fù)雜工況下高效穩(wěn)定運行,不發(fā)生非計劃停堆,工作介質(zhì)嚴格無外泄漏。在地震、火災(zāi)等瞬變?yōu)淖儤O端工況下,依靠自身慣性維持運轉(zhuǎn),提供足夠流量的工作介質(zhì)帶走反應(yīng)堆芯余熱。以大型先進壓水堆核電站AP1000的核主泵為例,設(shè)計工作壓力17 MPa,流量24 000 m
中國核電 2018年1期2018-04-09
- 核主泵浸水飛輪惰轉(zhuǎn)時間計算方法研究
參考。關(guān)鍵詞：核主泵；飛輪；惰轉(zhuǎn)時間；摩擦轉(zhuǎn)矩中圖分類號：TH133.7 文獻標志碼：A 文章編號：2095-2945（2018）06-0007-03Abstract： In this paper， the calculation method of idling time of flywheel in air is investigated， and the characteristic of idler rotation of immersed fly
科技創(chuàng)新與應(yīng)用 2018年6期2018-02-23
- 混流式核主泵內(nèi)部復(fù)雜流動結(jié)構(gòu)分析
劑循環(huán)泵（簡稱核主泵）是核電站核島中的重要核心部件，它通過泵送冷卻劑從而實現(xiàn)反應(yīng)堆芯與蒸汽發(fā)生器間的熱量交換，因此，核主泵安全穩(wěn)定地運轉(zhuǎn)是核電站正常運行的重要保證之一。目前，獨立掌握核主泵核心技術(shù)為數(shù)不多的幾個國家都對此相關(guān)研究嚴格保密，因此，核主泵是我國核電裝備國產(chǎn)化必須解決的瓶頸難題。在未來，我國處于核電高速發(fā)展期，因而，研究高效核主泵設(shè)計的關(guān)鍵科學(xué)問題，對實現(xiàn)核電技術(shù)國產(chǎn)化起著極其重要的影響，也是必須攻克的難關(guān)。若要研制高效、穩(wěn)定運轉(zhuǎn)的核主泵，從基礎(chǔ)
流體機械 2017年10期2018-01-26
- 失水事故初期核主泵氣液兩相流動特性
)失水事故初期核主泵氣液兩相流動特性朱榮生，劉永，王秀禮，付強，盧永剛，王學(xué)吉，鐘華舟，張本營(江蘇大學(xué) 國家水泵及系統(tǒng)工程技術(shù)研究中心，江蘇 鎮(zhèn)江 212013)為研究失水事故下核主泵內(nèi)氣液兩相流動情況，本文依據(jù)核主泵性能參數(shù)、幾何結(jié)構(gòu)建立核主泵三維造型，通過使用商業(yè)模擬軟件ANSYS CFX仿真邊界條件、布置密集監(jiān)測點，從外特性、含氣率分布、壓力和徑向力變化四個方面分析計算結(jié)果。分析發(fā)現(xiàn)：事故發(fā)生后核主泵的效率和軸扭矩總體上單調(diào)減小，揚程變化較為復(fù)雜，
哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報 2017年9期2017-10-17
- 入口非均勻流對核主泵性能影響研究
入口非均勻流對核主泵性能影響研究王 巍*， 王 亞 云， 盧 盛 鵬， 侯 騰 飛， 羿 琦， 王 曉 放( 大連理工大學(xué) 海洋能源利用與節(jié)能教育部重點實驗室, 遼寧 大連 116024 )CAP1400反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中蒸汽發(fā)生器下封頭和核主泵直接連接，使蒸汽發(fā)生器下封頭出口接管的流場變得不均勻．為探究非均勻入流條件對核主泵性能的影響，對核主泵葉輪和蒸汽發(fā)生器下封頭進行聯(lián)合簡化建模，采用CFD方法數(shù)值計算泵的能量、水動力以及空化性能，并與均勻入流下的仿真
大連理工大學(xué)學(xué)報 2017年5期2017-09-20
- 反應(yīng)堆冷卻劑泵軸系振動分析
1. 黑龍江省核主泵工程技術(shù)研究中心，哈爾濱 150066；2. 哈爾濱電氣動力裝備有限公司，哈爾濱150040）本文通過300MW核電站用軸封式反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡稱“核主泵”）的結(jié)構(gòu)特點、運行條件，通過轉(zhuǎn)子部件的動平衡及測點處的跳動分析，用頻譜分析等測量方法，以及結(jié)合建立轉(zhuǎn)子系統(tǒng)力學(xué)理論物理模型，通過轉(zhuǎn)子動力學(xué)分析方法研究軸振動產(chǎn)生的主因，分析對核主泵的運行影響。軸封式；反應(yīng)堆冷卻劑泵（簡稱“核主泵”）；軸系；振動頻譜；動平衡；轉(zhuǎn)子動力學(xué)0 前言反應(yīng)堆冷
大電機技術(shù) 2017年4期2017-08-23
- 核電主泵停機密封調(diào)試及改進研究
介紹了某核電廠核主泵停機密封的主要結(jié)構(gòu)、組成以及調(diào)試過程中發(fā)現(xiàn)的問題，針對調(diào)試中遇到的問題做了簡要分析，并對原結(jié)構(gòu)進行了改進研究，最終解決了問題，為核主泵的安全運行提供了保障。關(guān)鍵詞：核主泵；機械密封；停機密封；調(diào)試中圖分類號：TM623 文獻標識碼：A 文章編號：1671-2064（2017）06-0179-011 概述國內(nèi)某核電廠核主泵采用了奧地利ANDRITZ廠家的產(chǎn)品，ANDRITZ 核主泵其中不同于其他商家產(chǎn)品的特點之一是設(shè)計了停機密封組件。停機
中國科技縱橫 2017年6期2017-05-12
- 核電主泵失去主電源時慣性流量試驗分析
0%功率工況下核主泵在發(fā)生失電時，對其慣性流量進行了試驗研究，對試驗結(jié)果進行了分析，結(jié)果滿足安全標準，為核電機組進入首次臨界狀態(tài)提供保障，為機組在0%～100%功率各階段失電事故分析提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。關(guān)鍵詞：核主泵；全廠失電；慣性流量中圖分類號：TL353.12 文獻標識碼：A 文章編號：1671-2064（2017）06-0178-011 概要國內(nèi)某核電廠反應(yīng)堆冷卻劑泵，是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要設(shè)備和一回路壓力邊界設(shè)備之一，簡稱核主泵，它要求長期處于高溫、高
中國科技縱橫 2017年6期2017-05-12
- 核主泵電動機絕緣技術(shù)研究與發(fā)展
劉 洋劉亞麗?核主泵電動機絕緣技術(shù)研究與發(fā)展祁世發(fā)1，2，方建國1，2，劉 洋1，2，劉亞麗3（1.黑龍江省核主泵工程技術(shù)研究中心，哈爾濱，150040；2.哈爾濱電氣動力裝備有限責任公司，哈爾濱，150040； 3.機械工業(yè)北京電工技術(shù)經(jīng)濟研究所, 北京 100070）核主泵在反應(yīng)堆核島內(nèi)運行，始終受到核島內(nèi)高能射線的輻射作用，因此，電動機絕緣系統(tǒng)承受高能射線的水平，是核主泵電動機絕緣系統(tǒng)設(shè)計的必要條件。絕緣結(jié)構(gòu)的快速熱老化評定試驗是絕緣系統(tǒng)的耐熱等級和
大電機技術(shù) 2017年2期2017-04-07
- 軸封型核主泵全流量試驗技術(shù)研究及試驗分析
張宇東?軸封型核主泵全流量試驗技術(shù)研究及試驗分析韓惠東1,2，賈允1,2,3，張宇東1,2（1. 黑龍江省核主泵工程技術(shù)研究中心，哈爾濱 150066；2. 哈爾濱電氣動力裝備有限公司，哈爾濱 150066；3. 哈爾濱工業(yè)大學(xué)能源科學(xué)與工程學(xué)院，哈爾濱 150001）本論文主要針對軸封型核主泵全流量試驗進行研究，對試驗項目進行分類并總結(jié)，對每一類試驗的試驗方法進行研究，并以C3C4項目為實例，針對試驗中出現(xiàn)的問題從多種角度進行分析及總結(jié)，研究出更有利的核
大電機技術(shù) 2017年2期2017-04-07
- 第三代核主泵屏蔽電機的關(guān)鍵部件金屬材料國產(chǎn)化綜述
鄭吉偉?第三代核主泵屏蔽電機的關(guān)鍵部件金屬材料國產(chǎn)化綜述李雅范1,2，李夢啟1,2，秦 斌1,2，鄭吉偉1,2(1.黑龍江省核主泵工程技術(shù)研究中心，哈爾濱150066; 2哈爾濱電氣動力裝備有限公司，哈爾濱150066)材料的國產(chǎn)化是設(shè)備國產(chǎn)化的基礎(chǔ)，第三代核主泵屏蔽電機部分關(guān)鍵材料在國內(nèi)均為首次制造，能否實現(xiàn)國產(chǎn)化將會成為制約主泵電機國產(chǎn)化的瓶頸問題。為推進主泵電機關(guān)鍵材料的國產(chǎn)化進程，同時滿足后續(xù)項目的需求，依托國家科技重大專項，對部分關(guān)鍵材料的國產(chǎn)化
大電機技術(shù) 2017年2期2017-04-07
- 混流式核主泵內(nèi)部流動研究現(xiàn)狀與趨勢
13)?混流式核主泵內(nèi)部流動研究現(xiàn)狀與趨勢張亞玲, 符玲莉, 李 忠(江蘇大學(xué)，江蘇 鎮(zhèn)江 212013)指出了混流式核主泵在核島中有著十分重要的地位，闡述了混流式核主泵內(nèi)部流動的研究現(xiàn)狀及混流式核主泵內(nèi)部流動研究的發(fā)展趨勢，進一步分析了混流式核主泵內(nèi)部流動的發(fā)展前景以及可達到的經(jīng)濟效益?；炝魇?span id="syggg00" class="hl">核主泵；內(nèi)部流動；研究現(xiàn)狀；發(fā)展趨勢1 引言核反應(yīng)堆冷卻劑主循環(huán)泵簡稱核主泵，是核電站中唯一的旋轉(zhuǎn)部件，同時它也是確保電站安全以及可靠運行的關(guān)鍵設(shè)備，因此被喻為核反
綠色科技 2016年14期2016-11-30
- 核主泵壓水室非定常流動特性分析
10039)?核主泵壓水室非定常流動特性分析李景悅，羅 麗(西華大學(xué)能源與動力工程學(xué)院，四川成都610039)為改良核主泵水力性能，提高核主泵安全可靠性，探究不同流量下核主泵壓水室流線變化規(guī)律，分析壓水室壓力分布特點，關(guān)注類隔舌位置水力壓力的時域、頻域特性，對混流式核主泵進行全流道仿真計算。計算結(jié)果表明，類球形蝸殼壓力分布呈明顯的梯度變化，且在其壁面靠近類隔舌位置有最大壓力出現(xiàn)。設(shè)計工況下，壓水室壓力脈動主要受葉頻影響，隨著流量的減小，轉(zhuǎn)頻誘發(fā)水力振動的成
水力發(fā)電 2016年6期2016-11-22
- AP1000核主泵水潤滑軸承性能仿真
?AP1000核主泵水潤滑軸承性能仿真趙志明1，袁小陽2(1.陜西科技大學(xué) 機電工程學(xué)院，陜西 西安710021；2.西安交通大學(xué) 現(xiàn)代設(shè)計及轉(zhuǎn)子軸承系統(tǒng)教育部重點實驗室，陜西 西安710049)摘要：水潤滑軸承技術(shù)是制約我國核電設(shè)備發(fā)展的核心技術(shù)，開展AP1000水潤滑軸承性能仿真、獲得軸承設(shè)計技術(shù)具有理論和工程價值.給出了水潤滑軸承性能分析模型，對導(dǎo)軸承的靜態(tài)特性和動態(tài)特性進行了仿真及分析，獲得了不同工況下的軸承靜特性和動特性變化規(guī)律.結(jié)果顯示：承載瓦
陜西科技大學(xué)學(xué)報 2016年4期2016-07-14
- 導(dǎo)葉葉片出口角對核主泵性能的影響
葉葉片出口角對核主泵性能的影響楊從新1,2,齊亞楠1,黎義斌1,2,王秀勇1,2(1.蘭州理工大學(xué) 能源與動力工程學(xué)院,甘肅 蘭州730050;2.甘肅省流體機械及系統(tǒng)重點實驗室,甘肅 蘭州730050)摘要以核反應(yīng)堆冷卻劑泵為研究對象,探討導(dǎo)葉葉片出口角對核主泵性能的影響。首先選取三個核主泵,在只改變導(dǎo)葉葉片出口角的情況下,構(gòu)建新的導(dǎo)葉和核主泵,通過數(shù)值模擬預(yù)測核主泵性能,并分析導(dǎo)葉葉片出口角變化前后核主泵性能參數(shù)及內(nèi)部流場的分布情況。結(jié)果顯示:對于所選
甘肅科學(xué)學(xué)報 2016年3期2016-07-08
- 基于滾動計劃的三代核電主泵國產(chǎn)化進度管理
要：我國三代核主泵國產(chǎn)化工作剛起步，生產(chǎn)過程易受各類因素影響而發(fā)生中斷，若中斷時間過長頻次過多，需要經(jīng)常性升版三級進度計劃以提高其工作指導(dǎo)性，本文通過在三代核主泵國產(chǎn)化進度管理中引入滾動計劃這一管理工具，通過合理構(gòu)架滾動計劃執(zhí)行模型，在生產(chǎn)單位一旦發(fā)生導(dǎo)致進度延期的問題時，利用滾動計劃模型建立趕工目標，通過對滾動計劃的管理與考核，保障項目進度整體可控，確保三代核主泵國產(chǎn)化生產(chǎn)工作順利開展。關(guān)鍵詞：核主泵 國產(chǎn)化 滾動計劃一、引言由于主泵供貨處于三代核電建
經(jīng)營管理者·下旬刊 2016年10期2016-06-11
- 熱等靜壓技術(shù)制造的核主泵屏蔽電機推力盤的性能分析
靜壓技術(shù)制造的核主泵屏蔽電機推力盤的性能分析秦 斌李雅范曲兆國 （哈爾濱電氣動力裝備有限公司，黑龍江哈爾濱150066）摘要：采用熱等靜壓技術(shù)制造的推力盤，其表面層硬度值高于50HRC且分布均勻，表面質(zhì)量良好，表面殘余應(yīng)力為壓應(yīng)力，結(jié)合界面實現(xiàn)了良好的冶金結(jié)合。關(guān)鍵詞：熱等靜壓技術(shù)；核主泵；屏蔽電機；推力盤1 引言推力盤是核主泵屏蔽電機中的重要部件，其與石墨瓦塊組成軸承的摩擦配對副，從設(shè)計角度來考慮，要求推力盤的工作面必須具備耐磨的特點。單一材料的性能難以
中國新技術(shù)新產(chǎn)品 2016年1期2016-04-11
- 蝸殼不同心度對核主泵瞬態(tài)水動力特性研究
蝸殼不同心度對核主泵瞬態(tài)水動力特性研究王鵬，袁壽其，王秀禮, 周幫倫，盧加興(江蘇大學(xué)國家水泵工程技術(shù)研究中心，江蘇鎮(zhèn)江212013)摘要：為研究核主泵在不同工況下運行的瞬態(tài)特性，基于RNG k-ε模型采用CFX三維非定常數(shù)值模擬方法分析其在4種不同同心度下壓力脈動變化規(guī)律。結(jié)果表明，改變偏心距并未改變?nèi)~輪主頻，隨偏心距增加葉輪內(nèi)壓力脈動幅值先減小后增大。各偏心距在不同工況下壓力呈相似規(guī)律變化，且波動次數(shù)等于導(dǎo)葉數(shù)目，即葉輪內(nèi)流動狀態(tài)受導(dǎo)葉影響較大。小流量
振動與沖擊 2015年22期2016-01-11
- 含氣率對AP1000核主泵影響的非定常分析
對AP1000核主泵影響的非定常分析付強，習毅，朱榮生，袁壽其，王秀禮(江蘇大學(xué)流體機械工程技術(shù)研究中心，江蘇鎮(zhèn)江212013)摘要：為研究含氣率對核主泵內(nèi)部各點壓力影響規(guī)律及不同泵進口含氣率時氣體在核主泵內(nèi)的分布情況，在對核主泵進行水力設(shè)計與三維建?；A(chǔ)上，采用CFD技術(shù)對核主泵失水事故氣液兩相流工況進行瞬態(tài)數(shù)值模擬。通過模擬不同泵進口含氣率時核主泵內(nèi)部流動的瞬態(tài)特性，研究泵進口含氣率對泵內(nèi)各點壓力的影響規(guī)律及氣體分布。結(jié)果表明，泵進口含氣率增大泵內(nèi)各點
振動與沖擊 2015年6期2016-01-06
- 基于流固耦合的核主泵汽蝕動力特性研究
基于流固耦合的核主泵汽蝕動力特性研究王秀禮，盧永剛，袁壽其，朱榮生，付強（江蘇大學(xué)流體機械工程技術(shù)研究中心，江蘇鎮(zhèn)江212013）為研究在考慮流固耦合的基礎(chǔ)上，核主泵在發(fā)生汽蝕時，汽蝕對葉片的變形及徑向力的變化規(guī)律，應(yīng)用數(shù)值模擬方法對核主泵在不同汽蝕工況下汽蝕對葉輪最大變形量和徑向力進行數(shù)值模擬。結(jié)果表明：汽蝕發(fā)生區(qū)域中氣體體積分數(shù)最大的地方對應(yīng)于葉片進口的最大變形量處。在汽蝕初生工況時，葉輪最大變形主要受壓力脈動的影響，在汽蝕發(fā)展工況時，汽蝕僅對葉輪最大
哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報 2015年2期2015-06-24
- 探討核主泵用流體靜壓型機械密封在高壓和高速下的機械密封性能
田斌摘 要：將核主泵用流體靜壓型機械密封作為研究的對象，其中考慮到密封圈的影響，在高速和高壓情況下，端面熱彈變形很容易影響到其展現(xiàn)出來的密封性能的特點，因此采用有限元法闡述密封環(huán)的熱彈變形，對其密封性能做出一定的分析。該文核主泵用流體靜壓型機械密封在高壓、高速的條件下，高壓會導(dǎo)致密封端面力變形，而高速環(huán)境中則會使端面間流體膜因粘性剪切作用，同時再加上旋轉(zhuǎn)組件的攪拌生熱，在整個機械密封的溫度場發(fā)生改變的同時，密封環(huán)也產(chǎn)生了變形。關(guān)鍵詞：核主泵 流體靜壓型機械
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2015年7期2015-05-30
- 核主泵水力性能數(shù)值預(yù)測的縮比效應(yīng)研究
730050）核主泵水力性能數(shù)值預(yù)測的縮比效應(yīng)研究黎義斌1，2，李仁年1，2，＊，王秀勇1，2，胡鵬林1，齊亞楠1（1.蘭州理工大學(xué) 能源與動力工程學(xué)院，甘肅 蘭州 730050；2.甘肅省流體機械及系統(tǒng)重點實驗室，甘肅 蘭州 730050）為提高核主泵的整體水力性能，實現(xiàn)與屏蔽電機的最優(yōu)匹配，基于縮比模型換算法，選取RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法，對核主泵進行非定常數(shù)值預(yù)測及外特性試驗。結(jié)果表明：在0.4Qd～0.7Qd流量工況下，揚程-流量曲
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年4期2015-05-25
- AP1000核主泵的優(yōu)化設(shè)計及試驗研究
）AP1000核主泵的優(yōu)化設(shè)計及試驗研究付 強，習 毅＊，朱榮生，王秀禮（江蘇大學(xué)流體機械工程技術(shù)研究中心，江蘇鎮(zhèn)江 212013）根據(jù)核主泵的設(shè)計參數(shù)，采用正交試驗對核主泵的主要參數(shù)進行了初步正交優(yōu)化設(shè)計。根據(jù)正交優(yōu)化結(jié)果，得到了1組最佳幾何參數(shù)組合及各主要參數(shù)對核主泵性能影響的主次順序，根據(jù)主次影響順序?qū)χ饕绊懸蛩剡M行了進一步的多方案優(yōu)化設(shè)計，進而得到能使核主泵具有更好性能的葉輪幾何設(shè)計參數(shù)組合。根據(jù)最終的葉輪幾何設(shè)計參數(shù)，建立了三維模型及對其內(nèi)部流
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年9期2015-05-16
- 大流量工況下核主泵內(nèi)部不穩(wěn)定特性分析
)大流量工況下核主泵內(nèi)部不穩(wěn)定特性分析王 鵬， 袁壽其, 王秀禮， 周幫倫, 李貴東(江蘇大學(xué) 流體機械工程技術(shù)研究中心，江蘇 鎮(zhèn)江 212013)為了研究大流量工況下，核主泵內(nèi)部流動不穩(wěn)定特性，基于RNG k-ε湍流模型，利用ANSYSCFX對大流量工況下核主泵內(nèi)部流場進行三維非定常數(shù)值模擬，分析了大流量工況下在導(dǎo)葉不同位置9個監(jiān)測點上壓力脈動的時域和頻域特性。研究結(jié)果表明：由于漩渦的存在，H～Q曲線在1.0Qd～1.1Qd內(nèi)出現(xiàn)正斜率現(xiàn)象。核主泵導(dǎo)葉流
振動與沖擊 2015年9期2015-03-17
- 瞬變工況下葉片數(shù)對核主泵徑向力影響的研究
225500)核主泵為導(dǎo)葉加環(huán)形壓水室的特殊結(jié)構(gòu)型式，這種結(jié)構(gòu)的設(shè)計目的是為了提高其運行的穩(wěn)定性。既要保證在設(shè)計工況正常運轉(zhuǎn)中產(chǎn)生作用于葉輪上的徑向力盡可能小，使軸受交變應(yīng)力和定向撓度最小。又要保證承受高溫、高壓、高載荷下安全可靠地運行。核主泵主要是在設(shè)計工況下運行，但泵在實際運行時常常偏離設(shè)計工況而導(dǎo)致在小流量或大流量下運行，此時，葉輪、導(dǎo)葉和泵體協(xié)調(diào)一致的工作狀態(tài)遭到破壞，在葉輪和導(dǎo)葉周圍液體的流動速度和壓力分布變得不均勻，因不均勻分布會使泵體內(nèi)的液體
振動與沖擊 2014年21期2014-09-18
- 基于額定參數(shù)的核主泵惰轉(zhuǎn)工況計算模型
310027)核主泵要求在各種復(fù)雜工況下均能高效穩(wěn)定運行，然而當發(fā)生地震、火災(zāi)等極端特殊災(zāi)變時，核主泵有可能因核電站突發(fā)斷電而失去動力，不能正常工作，導(dǎo)致堆芯冷卻劑流量減少，堆芯溫度升高，發(fā)生核泄漏，如福島核電站事故[1]。為了保障核安全，防止斷電事故狀態(tài)下反應(yīng)堆達到偏離泡核沸騰狀態(tài)，要求核主泵必須依靠自身慣性維持運轉(zhuǎn)一定時間，持續(xù)提供足夠流量的工作介質(zhì)帶走反應(yīng)堆堆芯余熱，確保核電站安全[2]。核主泵這種靠轉(zhuǎn)子慣性維持運轉(zhuǎn)的能力稱為惰轉(zhuǎn)特性。目前，AP10
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年8期2014-08-08
- 斷電停機過渡過程中核主泵氣液兩相流動特性研究
212013)核主泵與普通泵的最大區(qū)別在于強調(diào)壓力邊界的完整性和在特殊工況下的可運行性，故對核主泵的可靠性和安全性提出很高的要求。一回路的管路任何一處出現(xiàn)破裂導(dǎo)致失水事故時，管路內(nèi)冷卻劑的流失會導(dǎo)致壓力發(fā)生變化，高焓冷卻劑迅速變成蒸汽和水的混合物，這種兩相混合物會嚴重影響核主泵的性能，影響泵送冷卻劑到反應(yīng)堆堆芯的能力。尤其是在全廠斷電或核主泵電源切斷，主泵轉(zhuǎn)速下滑及冷卻劑流量減少時，氣液兩相混合物會進一步導(dǎo)致堆芯傳熱惡化，燃料棒溫度升高，冷卻劑溫度和壓力也
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年11期2014-08-08
- DSm T的主冷卻劑泵并發(fā)故障融合方法分析
診斷模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型對含有故障信息的多個獨立證據(jù)源進行動態(tài)融合計算；分析核主泵DSmT故障特征信度賦值變化，確定主冷卻劑泵故障（并發(fā)故障）診斷總決策.結(jié)果表明，將核仿真機采集TS、SS、VS和DS多源傳感器數(shù)據(jù)直接對基本概率函數(shù)進行賦值，得出主冷卻劑泵故障（并發(fā)故障）決策結(jié)果與實際工況相符，實例驗證了所提方法的可行性、有效性及準確性.DSmT；故障識別；主冷卻劑泵；信息融合根據(jù)核電站運行事件綜合報告統(tǒng)計顯示發(fā)生故障率較高的設(shè)備
哈爾濱工業(yè)大學(xué)學(xué)報 2014年9期2014-06-23