核主泵
- 反应堆一回路对核主泵叶轮入流特性的影响
道[1-2].核主泵[3]相当于核电站的心脏,其主要作用是推动反应堆冷却剂在系统回路内循环流动,将反应堆堆芯产生的热量传递至蒸汽发生器,产生蒸汽带动汽轮机做功发电.核主泵是反应堆冷却剂系统中提供冷却剂循环动力的关键设备,其长期安全稳定运行对堆芯冷却和核电厂安全具有重要意义[4].通常情况下,泵的叶片设计及安全可靠性评估均假设入流条件为均匀入流.众多研究人员在均匀入流条件下,对叶片泵的设计及运行进行了研究,获取了一定的成果[5-6].对于非均匀入流,研究者对
排灌机械工程学报 2023年10期2023-10-26
- 核主泵高性能制造的可靠性分析方法
水堆核电站中，核主泵是驱动核岛内高温高压高放射性工质水循环，将反应堆芯核裂变热能传递给蒸汽发生器产生蒸汽，推动汽轮机发电的核心装备。作为承压边界内唯一连续运转的装备，在运行、启停、事故和灾变工况运转稳定性和承压边界完整性直接影响堆芯安全，决定了系统的可靠性[1,2]。以1500 MWe压水堆核电站“国和一号”大功率屏蔽式核主泵为例，设计压力17.3 MPa，运行压力15.5 MPa，流量21 642 m3/h，扬程111 m，设计温度350 ℃，屏蔽电机热
中国核电 2022年3期2022-09-17
- 密封口环间隙对核主泵CAP1400瞬态特性的影响＊
[1-2]，而核主泵作为核反应堆一回路中唯一的旋转机械，面临长期使役，高温高压和强辐射的恶劣运行环境，需要苛刻的高可靠性水动力性能。其中核主泵密封间隙泄漏流动与其过流部件主流流动的交互作用，形成核主泵叶轮和导叶内部复杂的旋涡结构以及不稳定的瞬态流动，给核主泵的安全可靠性带来致命的威胁。目前国内外对于泵内部流场的非定常研究主要集中在叶轮与导叶之间的动静干涉，由于叶轮与导叶的相对运动，使得叶轮出口尾迹的周期性干扰内部压力场，使得叶片表面静压发生周期性变化，造成
风机技术 2021年4期2021-09-27
- 核主泵压力脉动及其改善方法研究进展
610039)核主泵作为核电站唯一高速旋转设备，担任着驱动高温高压高放射性冷却剂在核电站冷却系统中循环的重要责任，因此核主泵的高效稳定运行关系着核电站的安全[1].现阶段核主泵的设计遵循的原则是“高安全、高效率、长寿命、低成本”，核主泵主要分为轴封泵和屏蔽泵[2].核主泵是一回路的主要承压边界，在设计时首先要考虑运行安全和泵壳耐压，其次才是提高水力性能[3].核主泵压水室的设计采用类球形等截面环形结构，其原因是为了保证主泵的承压能力.近几年国内对核主泵的研
排灌机械工程学报 2021年8期2021-07-16
- 核主泵四象限特性曲线的数值预测
618000)核主泵(反应堆冷却剂循环泵)作为核岛内控制冷却剂循环的核一级关键设备，其性能直接决定了反应堆冷却剂系统运行的稳定性和可靠性[1].在压水堆(PWR)核电厂的反应堆一回路系统中，核主泵处于并联运行状态，启动过程中就会产生反向流动现象，在事故工况下，核主泵会存在多种不同的非正常运行工况[2].为了满足核电站系统设计需求，核主泵制造商必须提供主泵的运行全特性(包括正常和非正常运行工况)曲线，即四象限特性曲线.目前核主泵的四象限特性曲线主要是通过试验
排灌机械工程学报 2021年5期2021-05-24
- 核电厂屏蔽主泵安装焊接技术研究
0233）作为核主泵的泄漏防护屏障，CANOBY密封环的焊接质量关乎核电厂的安全运行。结合ASME焊接规范，针对密封环焊接工艺评定的制定思路、执行标准、重要变素以及焊工资质评定进行分析研究。根据核主泵的安装逻辑，提出了一种施工工艺进行验证。结果表明，ASME BPVC Ⅲ-NB分卷的特殊要求是对ASME BPVC IX卷重要变素的重要补充，两者结合起来是保证焊接工艺评定正确开展的前提。分阶段焊接密封环焊缝的施工工艺行之有效，焊接过程得到良好控制，保障了核主
核科学与工程 2021年5期2021-04-07
- 核主泵内部流动研究现状与技术发展综述
率，促进大功率核主泵的制造和推广[4].以CAP系列核主泵为例，采用带高转动惯量飞轮的大功率屏蔽电机泵，由于其设计、分析计算、制造、检验和试验技术难度大、要求高，从引进技术、消化吸收到国产化制造的全过程历尽坎坷，受业界高度关注.为了确保核主泵60 a安全可靠运行，Westinghouse和制造商EMD公司制定了极为严格甚至苛刻的设计标准和试验验证标准——无论是在核主泵的设计、零部件材料，还是制造精度、生产工艺方面，都突破以往的通用标准，提出了更高标准的要求
排灌机械工程学报 2020年11期2020-12-04
- 核主泵奥氏体不锈钢零件清洁防护体系的构建
洁体系的构建是核主泵对于奥氏体不锈钢零件的一种防污染措施，同时也是保证核主泵产品最终质量的关键。按ASME法规要求，核主泵产品属于清洁度等级要求为B级产品，为此我们对整个产品的生产过程加以控制，通过运用TRIZ理论对其进行研究开发，成功解决了核主泵产品清洁度难以保证的问题，形成了我厂具有自主知识产权的清洁度控制体系。二、问题概述：1、原材料：在核主泵的原材料采购上，没有关于清洁度的控制，导致来料状体存在被污染的风险。2、加工过程：没有对刀具和对应的耗材进行
科技创新与品牌 2020年9期2020-11-02
- 小破口失水工况下屏蔽泵轴系动力学分析
0）0 引 言核主泵是核反应堆冷却剂循环泵的简称，主要用于推动冷却剂在反应堆冷却剂系统中循环运动，将核反应堆产生的热量带到蒸汽发生器中产生蒸汽推动汽轮机旋转发电[1-4]。失水事故（LOCA）是由回路压力边界出现破口导致的。失水事故会导致冷却剂泄漏、堆芯无法及时冷却、放射性物质进入核电站外部世界[5]。因此，研究核主泵在小破口失水工况下的工作状态有利于采取相应安全措施防止发生核事故。国内对失水工况下核主泵工作状态已有一些研究，于健[6]研究了核主泵在小破口
机械工程师 2020年8期2020-09-08
- 1000MW 核主泵水力计算与压力脉动分析
150000）核主泵又叫做核电站反应堆冷却剂主泵，是核电站系统的重要组成部分之一，主要功能是为核反应堆冷却剂提供循环的动力，核主泵的运行既要满足水力的功能性要求，保证运行的稳定，又要考虑到压力脉动的影响。核主泵内部结构较为复杂，受到叶顶间隙和轮毂旋转等边界因素的影响。本文通过试验，对轴流式核主泵进行研究，主泵由泵壳、叶轮罩、导叶以及叶轮等部件组成，结构见图1。首先采用稳态方法计算栗整机流场，将数值与试验值对比分析，确定CFD 数值计算方式的准确，然后又在计
科学技术创新 2020年23期2020-08-13
- ACP100核主泵四象限全特性模型试验研究
采用3台轴流式核主泵并联运行驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动，在泵组非同步启动、停止或事故工况下，其中某台或多台核主泵可能进入泵工况外的其他象限，因此必须提供核主泵的四象限特性曲线用于系统安全评估。泵的全特性工况涉及正转（水泵工况转向）、反转、正扬程（叶轮出口能量大于进口能量）、负扬程、正流量（液体从吸入口侧流向排出口侧）、负流量、正功率（原动机把机械能传给液体）、负功率等多种工作状态的组合，四象限各工况参数特性见表 1［2-8］。表1 水泵全特性区
流体机械 2020年2期2020-04-07
- 核主泵压力脉动及其诱导振动研究进展
116024)核主泵是驱动核岛内高温高压高放射性工质循环,将反应堆芯核裂变的热能传递给蒸汽发生器产生蒸汽,推动汽轮机发电的装备。核主泵泵体是单级单吸混流式离心泵,水力部件主要包括泵壳(压水室)、叶轮和导叶等零部件,通常具有较高水力效率和良好抗汽蚀性能[1]。作为一回路主要承压边界,核主泵设计首先基于泵壳耐压和运行安全,其次才是其水力效率要求。核主泵类球形等截面环形压水室及其设置的径向出水口,旨在保证其承压能力。叶轮与导叶结构形式类似,均由轮毂、轮缘和叶片组
中国核电 2019年3期2019-08-22
- 转子悬臂比对核主泵水力振动的影响
三代核电站中，核主泵是核岛中唯一高速旋转的设备，是核岛的心脏，其性能及稳定性直接影响核电站的发电能力和安全。目前，先进核电站的核主泵一般采用立式安装，转子支撑方式为悬臂式，即转子泵轴的两个支撑轴承均位于泵轴一端，叶轮则安装在泵轴另一端，处于自由悬臂状态。这种结构使得转子动力特性变得非常复杂，加之核主泵一般采用混流叶轮、径向导叶和环形压水室结构，叶轮与导叶动静耦合模式决定了核主泵叶轮与导叶间存在较强的流动干涉效应[1]，并诱发核主泵机组的周期性振动。20世纪
原子能科学技术 2019年4期2019-05-13
- 基于流固耦合的混流式核主泵叶轮模态分析
9)引言混流式核主泵是核电站的“心脏”，也是核反应堆一回路系统中唯一高速旋转的设备，其特殊的运行环境对其可靠性要求较高，对核电站的安全稳定的运行有着至关重要的作用。叶轮是核主泵的主要过流部件，其振动特性将直接影响到核主泵的可靠性及安全稳定性。因此，对核主泵叶轮的进行模态分析显得尤为重要，本文基于单向流固耦合对核主泵无预应力和有预应力(离心力和液体压力)情况下进行模态对比分析，探究了在设计工况下混炉式核主泵的振动特性。一、模态分析基本理论模态分析是最基本的动
福建质量管理 2019年7期2019-04-04
- 核主泵泵壳补焊的工艺优化研究
冷却剂泵（即“核主泵”）是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一，是核岛内唯一的旋转设备，其运行故障将直接导致反应堆停堆，甚至造成核安全事故。核主泵代表着当代泵类产品设计制造的最高水平。泵壳作为主泵的承压边界部件，其主要作用是将工作介质引向叶轮和汇集由叶轮流出的介质，并把介质的大部分动能转化为压能。由于主泵长期在高温、高压和放射性环境下工作，核主泵泵壳主要承受工作压力和热载荷，其质量对于核主泵长期安全、可靠运行具有重要意义。泵壳材料为奥氏体不锈钢，约为
中国设备工程 2018年24期2019-01-26
- 核主泵清洁度控制及检测方法
110869）核主泵产品的各组成模块（零件）在制造阶段就必须达到核电厂最终投入运行时所要求的清洁度等级。对于核主泵的清洁度而言，其清洗质量标准极为严格，要提高核主泵的清洁度，必须对核主泵的清洗过程进行分析，既要了解何种因素使核主泵的清洁度受到影响，又要全面了解问题产生的原因，并制定相应的提升手段。核主泵的清洁度是指核主泵中被检件被检部位的清洁程度，用规定方法从规定部位采集到的杂质微粒的大小和重量来表示。在制造核一级设备时，在加工制造过程中必须使用一些不能满
中国设备工程 2018年22期2018-12-17
- 基于M310核主泵停车密封的失效分析
Pump）简称核主泵[1]。随着核电行业的蓬勃发展，核主泵的运维安全愈加得到各核电站的重视。反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器，在冷却剂环路中循环。作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，通过堆芯时被加热，然后进入蒸汽发生器，将热量传递给二回路系统，最后返回反应堆冷却剂泵，重复循环。M310核主泵在安装调试和运行过程中经常出现泄漏、轴瓦烧毁等故障[2]，严重影响着核主泵的正常运行。1 停车密封的工作原理主泵停车密封是三级机械密封的后备密封，在泵运行状态下不
设备管理与维修 2018年15期2018-11-08
- 基于M310核主泵停车密封的失效分析
Pump）简称核主泵[1]。随着核电行业的蓬勃发展，核主泵的运维安全愈加得到各核电站的重视。反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器，在冷却剂环路中循环。作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，通过堆芯时被加热，然后进入蒸汽发生器，将热量传递给二回路系统，最后返回反应堆冷却剂泵，重复循环。M310核主泵在安装调试和运行过程中经常出现泄漏、轴瓦烧毁等故障[2]，严重影响着核主泵的正常运行。1 停车密封的工作原理主泵停车密封是三级机械密封的后备密封，在泵运行状态下不
设备管理与维修 2018年8期2018-08-13
- 核主泵屏蔽电机推力轴承装配冲击载荷估算分析①
主泵电机种类为核主泵屏蔽电机[1]，水润滑推力轴承运行时的可靠性受到了各方面关注[2-4]。屏蔽电机一般采用水润滑推力轴承，推力轴承轴瓦一般采用石墨或碳碳复合材料，轴瓦瓦面材料耐冲击能力有限。在屏蔽电机总装时，先放入一个推力轴承装配，而后插入转子，转子装配中带有推力盘(有时也含飞轮)。总装配时将转子吊装插入定子，在插入的过程中，推力盘不断接近推力瓦；随着插入深度不断增加，定子法兰外侧已经无法直接观察推力盘与推力瓦的距离。装配用吊车每次点动下降距离为1～5m
中国核电 2018年2期2018-07-11
- 核主泵下导轴承钴基合金堆焊工艺研究
论文从解决以往核主泵下导轴承钴基合金堆焊层缺陷的问题入手，通过堆焊及加工试验，制定出合理的堆焊和加工工艺方案，首次实现了华龙项目该部件的自主制造。【Abstract】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
中小企业管理与科技·上旬刊 2018年5期2018-06-21
- 基于层约束叶片的核主泵空化特性与动力学特性研究
212000)核主泵(又称反应堆冷却剂循环泵)被喻为核岛的心脏[1-2]，是核力发电过程中最主要的核动力设备，也是核电站反应堆一回路系统中唯一的旋转设备。核主泵的运行状况直接影响到反应堆的工作状况[3]，长期安全稳定的运行可以保证堆芯的冷却工作从而极大减少核事故发生。目前大多失水事故因回路系统破裂产生[4]，而在失水事故发生时能否安全可靠运行，是衡量核主泵性能的重要指标之一。在失水事故工况下，压力突降将导致核主泵叶轮内部出现空化现象。随着空化汽泡不断增多，
振动与冲击 2018年10期2018-05-28
- 基于流固耦合的核主泵叶轮结构力学分析
堆冷却剂泵简称核主泵，核主泵具有复杂结构和力学特性，其运行过程中涉及如进口流体撞击、叶片湍流激振、叶片脱流激振等非常复杂的“流-固”耦合作用；这些激振使得核主泵产生振动，而长时间的机组振动可能引起结构的疲劳破坏。因此，对其进行等效应力、应变的分析是非常必要的。核主泵作为旋转机械，若其结构的固有频率与工作的旋转频率重合或接近，会引起共振，这将对机组的稳定运行造成非常严重的影响和破坏。此外，在核主泵运行过程中各过流部件由于流体对其造成的激振也可能与其固有频率接
西部皮革 2018年5期2018-04-11
- 核主泵制造的基础理论问题研究进展
116024)核主泵是驱动核岛内高温高压工作介质循环,将反应堆芯核裂变的热能传递给蒸汽发生器产生蒸汽,推动汽轮机发电的装备,也是核岛内唯一的连续高速旋转的装备。核主泵作为一回路承压边界的组成部分,要求在各种复杂工况下高效稳定运行,不发生非计划停堆,工作介质严格无外泄漏。在地震、火灾等瞬变灾变极端工况下,依靠自身惯性维持运转,提供足够流量的工作介质带走反应堆芯余热。以大型先进压水堆核电站AP1000的核主泵为例,设计工作压力17 MPa,流量24 000 m
中国核电 2018年1期2018-04-09
- 核主泵浸水飞轮惰转时间计算方法研究
参考。关键词：核主泵；飞轮；惰转时间；摩擦转矩中图分类号：TH133.7 文献标志码：A 文章编号：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
科技创新与应用 2018年6期2018-02-23
- 混流式核主泵内部复杂流动结构分析
剂循环泵（简称核主泵）是核电站核岛中的重要核心部件，它通过泵送冷却剂从而实现反应堆芯与蒸汽发生器间的热量交换，因此，核主泵安全稳定地运转是核电站正常运行的重要保证之一。目前，独立掌握核主泵核心技术为数不多的几个国家都对此相关研究严格保密，因此，核主泵是我国核电装备国产化必须解决的瓶颈难题。在未来，我国处于核电高速发展期，因而，研究高效核主泵设计的关键科学问题，对实现核电技术国产化起着极其重要的影响，也是必须攻克的难关。若要研制高效、稳定运转的核主泵，从基础
流体机械 2017年10期2018-01-26
- 失水事故初期核主泵气液两相流动特性
)失水事故初期核主泵气液两相流动特性朱荣生，刘永，王秀礼，付强，卢永刚，王学吉，钟华舟，张本营(江苏大学 国家水泵及系统工程技术研究中心，江苏 镇江 212013)为研究失水事故下核主泵内气液两相流动情况，本文依据核主泵性能参数、几何结构建立核主泵三维造型，通过使用商业模拟软件ANSYS CFX仿真边界条件、布置密集监测点，从外特性、含气率分布、压力和径向力变化四个方面分析计算结果。分析发现：事故发生后核主泵的效率和轴扭矩总体上单调减小，扬程变化较为复杂，
哈尔滨工程大学学报 2017年9期2017-10-17
- 入口非均匀流对核主泵性能影响研究
入口非均匀流对核主泵性能影响研究王 巍*， 王 亚 云， 卢 盛 鹏， 侯 腾 飞， 羿 琦， 王 晓 放( 大连理工大学 海洋能源利用与节能教育部重点实验室, 辽宁 大连 116024 )CAP1400反应堆冷却剂系统中蒸汽发生器下封头和核主泵直接连接，使蒸汽发生器下封头出口接管的流场变得不均匀．为探究非均匀入流条件对核主泵性能的影响，对核主泵叶轮和蒸汽发生器下封头进行联合简化建模，采用CFD方法数值计算泵的能量、水动力以及空化性能，并与均匀入流下的仿真
大连理工大学学报 2017年5期2017-09-20
- 反应堆冷却剂泵轴系振动分析
1. 黑龙江省核主泵工程技术研究中心，哈尔滨 150066；2. 哈尔滨电气动力装备有限公司，哈尔滨150040）本文通过300MW核电站用轴封式反应堆冷却剂泵（简称“核主泵”）的结构特点、运行条件，通过转子部件的动平衡及测点处的跳动分析，用频谱分析等测量方法，以及结合建立转子系统力学理论物理模型，通过转子动力学分析方法研究轴振动产生的主因，分析对核主泵的运行影响。轴封式；反应堆冷却剂泵（简称“核主泵”）；轴系；振动频谱；动平衡；转子动力学0 前言反应堆冷
大电机技术 2017年4期2017-08-23
- 核电主泵停机密封调试及改进研究
介绍了某核电厂核主泵停机密封的主要结构、组成以及调试过程中发现的问题，针对调试中遇到的问题做了简要分析，并对原结构进行了改進研究，最终解决了问题，为核主泵的安全运行提供了保障。关键词：核主泵；机械密封；停机密封；调试中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1671-2064（2017）06-0179-011 概述国内某核电厂核主泵采用了奥地利ANDRITZ厂家的产品，ANDRITZ 核主泵其中不同于其他商家产品的特点之一是设计了停机密封组件。停机
中国科技纵横 2017年6期2017-05-12
- 核电主泵失去主电源时惯性流量试验分析
0%功率工况下核主泵在发生失电时，对其惯性流量进行了试验研究，对试验结果进行了分析，结果满足安全标准，為核电机组进入首次临界状态提供保障，为机组在0%～100%功率各阶段失电事故分析提供基础数据。关键词：核主泵；全厂失电；惯性流量中图分类号：TL353.12 文献标识码：A 文章编号：1671-2064（2017）06-0178-011 概要国内某核电厂反应堆冷却剂泵，是反应堆冷却剂系统的主要设备和一回路压力边界设备之一，简称核主泵，它要求长期处于高温、高
中国科技纵横 2017年6期2017-05-12
- 核主泵电动机绝缘技术研究与发展
刘 洋刘亚丽核主泵电动机绝缘技术研究与发展祁世发1，2，方建国1，2，刘 洋1，2，刘亚丽3（1.黑龙江省核主泵工程技术研究中心，哈尔滨，150040；2.哈尔滨电气动力装备有限责任公司，哈尔滨，150040； 3.机械工业北京电工技术经济研究所, 北京 100070）核主泵在反应堆核岛内运行，始终受到核岛内高能射线的辐射作用，因此，电动机绝缘系统承受高能射线的水平，是核主泵电动机绝缘系统设计的必要条件。绝缘结构的快速热老化评定试验是绝缘系统的耐热等级和
大电机技术 2017年2期2017-04-07
- 轴封型核主泵全流量试验技术研究及试验分析
张宇东轴封型核主泵全流量试验技术研究及试验分析韩惠东1,2，贾允1,2,3，张宇东1,2（1. 黑龙江省核主泵工程技术研究中心，哈尔滨 150066；2. 哈尔滨电气动力装备有限公司，哈尔滨 150066；3. 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院，哈尔滨 150001）本论文主要针对轴封型核主泵全流量试验进行研究，对试验项目进行分类并总结，对每一类试验的试验方法进行研究，并以C3C4项目为实例，针对试验中出现的问题从多种角度进行分析及总结，研究出更有利的核
大电机技术 2017年2期2017-04-07
- 第三代核主泵屏蔽电机的关键部件金属材料国产化综述
郑吉伟第三代核主泵屏蔽电机的关键部件金属材料国产化综述李雅范1,2，李梦启1,2，秦 斌1,2，郑吉伟1,2(1.黑龙江省核主泵工程技术研究中心，哈尔滨150066; 2哈尔滨电气动力装备有限公司，哈尔滨150066)材料的国产化是设备国产化的基础，第三代核主泵屏蔽电机部分关键材料在国内均为首次制造，能否实现国产化将会成为制约主泵电机国产化的瓶颈问题。为推进主泵电机关键材料的国产化进程，同时满足后续项目的需求，依托国家科技重大专项，对部分关键材料的国产化
大电机技术 2017年2期2017-04-07
- 混流式核主泵内部流动研究现状与趋势
13)混流式核主泵内部流动研究现状与趋势张亚玲, 符玲莉, 李 忠(江苏大学，江苏 镇江 212013)指出了混流式核主泵在核岛中有着十分重要的地位，阐述了混流式核主泵内部流动的研究现状及混流式核主泵内部流动研究的发展趋势，进一步分析了混流式核主泵内部流动的发展前景以及可达到的经济效益。混流式核主泵；内部流动；研究现状；发展趋势1 引言核反应堆冷却剂主循环泵简称核主泵，是核电站中唯一的旋转部件，同时它也是确保电站安全以及可靠运行的关键设备，因此被喻为核反
绿色科技 2016年14期2016-11-30
- 核主泵压水室非定常流动特性分析
10039)核主泵压水室非定常流动特性分析李景悦，罗 丽(西华大学能源与动力工程学院，四川成都610039)为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压水室流线变化规律，分析压水室压力分布特点，关注类隔舌位置水力压力的时域、频域特性，对混流式核主泵进行全流道仿真计算。计算结果表明，类球形蜗壳压力分布呈明显的梯度变化，且在其壁面靠近类隔舌位置有最大压力出现。设计工况下，压水室压力脉动主要受叶频影响，随着流量的减小，转频诱发水力振动的成
水力发电 2016年6期2016-11-22
- AP1000核主泵水润滑轴承性能仿真
AP1000核主泵水润滑轴承性能仿真赵志明1，袁小阳2(1.陕西科技大学 机电工程学院，陕西 西安710021；2.西安交通大学 现代设计及转子轴承系统教育部重点实验室，陕西 西安710049)摘要：水润滑轴承技术是制约我国核电设备发展的核心技术，开展AP1000水润滑轴承性能仿真、获得轴承设计技术具有理论和工程价值.给出了水润滑轴承性能分析模型，对导轴承的静态特性和动态特性进行了仿真及分析，获得了不同工况下的轴承静特性和动特性变化规律.结果显示：承载瓦
陕西科技大学学报 2016年4期2016-07-14
- 导叶叶片出口角对核主泵性能的影响
叶叶片出口角对核主泵性能的影响杨从新1,2,齐亚楠1,黎义斌1,2,王秀勇1,2(1.兰州理工大学 能源与动力工程学院,甘肃 兰州730050;2.甘肃省流体机械及系统重点实验室,甘肃 兰州730050)摘要以核反应堆冷却剂泵为研究对象,探讨导叶叶片出口角对核主泵性能的影响。首先选取三个核主泵,在只改变导叶叶片出口角的情况下,构建新的导叶和核主泵,通过数值模拟预测核主泵性能,并分析导叶叶片出口角变化前后核主泵性能参数及内部流场的分布情况。结果显示:对于所选
甘肃科学学报 2016年3期2016-07-08
- 基于滚动计划的三代核电主泵国产化进度管理
要：我国三代核主泵国产化工作刚起步，生产过程易受各类因素影响而发生中断，若中断时间过长频次过多，需要经常性升版三级进度计划以提高其工作指导性，本文通过在三代核主泵国产化进度管理中引入滚动计划这一管理工具，通过合理构架滚动计划执行模型，在生产单位一旦发生导致进度延期的问题时，利用滚动计划模型建立赶工目标，通过对滚动计划的管理与考核，保障项目进度整体可控，确保三代核主泵国产化生产工作顺利开展。关键词：核主泵 国产化 滚动计划一、引言由于主泵供货处于三代核电建
经营管理者·下旬刊 2016年10期2016-06-11
- 热等静压技术制造的核主泵屏蔽电机推力盘的性能分析
静压技术制造的核主泵屏蔽电机推力盘的性能分析秦 斌李雅范曲兆国 （哈尔滨电气动力装备有限公司，黑龙江哈尔滨150066）摘要：采用热等静压技术制造的推力盘，其表面层硬度值高于50HRC且分布均匀，表面质量良好，表面残余应力为压应力，结合界面实现了良好的冶金结合。关键词：热等静压技术；核主泵；屏蔽电机；推力盘1 引言推力盘是核主泵屏蔽电机中的重要部件，其与石墨瓦块组成轴承的摩擦配对副，从设计角度来考虑，要求推力盘的工作面必须具备耐磨的特点。单一材料的性能难以
中国新技术新产品 2016年1期2016-04-11
- 蜗壳不同心度对核主泵瞬态水动力特性研究
蜗壳不同心度对核主泵瞬态水动力特性研究王鹏，袁寿其，王秀礼, 周帮伦，卢加兴(江苏大学国家水泵工程技术研究中心，江苏镇江212013)摘要：为研究核主泵在不同工况下运行的瞬态特性，基于RNG k-ε模型采用CFX三维非定常数值模拟方法分析其在4种不同同心度下压力脉动变化规律。结果表明，改变偏心距并未改变叶轮主频，随偏心距增加叶轮内压力脉动幅值先减小后增大。各偏心距在不同工况下压力呈相似规律变化，且波动次数等于导叶数目，即叶轮内流动状态受导叶影响较大。小流量
振动与冲击 2015年22期2016-01-11
- 含气率对AP1000核主泵影响的非定常分析
对AP1000核主泵影响的非定常分析付强，习毅，朱荣生，袁寿其，王秀礼(江苏大学流体机械工程技术研究中心，江苏镇江212013)摘要：为研究含气率对核主泵内部各点压力影响规律及不同泵进口含气率时气体在核主泵内的分布情况，在对核主泵进行水力设计与三维建模基础上，采用CFD技术对核主泵失水事故气液两相流工况进行瞬态数值模拟。通过模拟不同泵进口含气率时核主泵内部流动的瞬态特性，研究泵进口含气率对泵内各点压力的影响规律及气体分布。结果表明，泵进口含气率增大泵内各点
振动与冲击 2015年6期2016-01-06
- 基于流固耦合的核主泵汽蚀动力特性研究
基于流固耦合的核主泵汽蚀动力特性研究王秀礼，卢永刚，袁寿其，朱荣生，付强（江苏大学流体机械工程技术研究中心，江苏镇江212013）为研究在考虑流固耦合的基础上，核主泵在发生汽蚀时，汽蚀对叶片的变形及径向力的变化规律，应用数值模拟方法对核主泵在不同汽蚀工况下汽蚀对叶轮最大变形量和径向力进行数值模拟。结果表明：汽蚀发生区域中气体体积分数最大的地方对应于叶片进口的最大变形量处。在汽蚀初生工况时，叶轮最大变形主要受压力脉动的影响，在汽蚀发展工况时，汽蚀仅对叶轮最大
哈尔滨工程大学学报 2015年2期2015-06-24
- 探讨核主泵用流体静压型机械密封在高压和高速下的机械密封性能
田斌摘 要：将核主泵用流体静压型机械密封作为研究的对象，其中考虑到密封圈的影响，在高速和高压情况下，端面热弹变形很容易影响到其展现出来的密封性能的特点，因此采用有限元法阐述密封环的热弹变形，对其密封性能做出一定的分析。该文核主泵用流体静压型机械密封在高压、高速的条件下，高压会导致密封端面力变形，而高速环境中则会使端面间流体膜因粘性剪切作用，同时再加上旋转组件的搅拌生热，在整个机械密封的温度场发生改变的同时，密封环也产生了变形。关键词：核主泵 流体静压型机械
科技创新导报 2015年7期2015-05-30
- 核主泵水力性能数值预测的缩比效应研究
730050）核主泵水力性能数值预测的缩比效应研究黎义斌1，2，李仁年1，2，＊，王秀勇1，2，胡鹏林1，齐亚楠1（1.兰州理工大学 能源与动力工程学院，甘肃 兰州 730050；2.甘肃省流体机械及系统重点实验室，甘肃 兰州 730050）为提高核主泵的整体水力性能，实现与屏蔽电机的最优匹配，基于缩比模型换算法，选取RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法，对核主泵进行非定常数值预测及外特性试验。结果表明：在0.4Qd～0.7Qd流量工况下，扬程-流量曲
原子能科学技术 2015年4期2015-05-25
- AP1000核主泵的优化设计及试验研究
）AP1000核主泵的优化设计及试验研究付 强，习 毅＊，朱荣生，王秀礼（江苏大学流体机械工程技术研究中心，江苏镇江 212013）根据核主泵的设计参数，采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果，得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序，根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计，进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数，建立了三维模型及对其内部流
原子能科学技术 2015年9期2015-05-16
- 大流量工况下核主泵内部不稳定特性分析
)大流量工况下核主泵内部不稳定特性分析王 鹏， 袁寿其, 王秀礼， 周帮伦, 李贵东(江苏大学 流体机械工程技术研究中心，江苏 镇江 212013)为了研究大流量工况下，核主泵内部流动不稳定特性，基于RNG k-ε湍流模型，利用ANSYSCFX对大流量工况下核主泵内部流场进行三维非定常数值模拟，分析了大流量工况下在导叶不同位置9个监测点上压力脉动的时域和频域特性。研究结果表明：由于漩涡的存在，H～Q曲线在1.0Qd～1.1Qd内出现正斜率现象。核主泵导叶流
振动与冲击 2015年9期2015-03-17
- 瞬变工况下叶片数对核主泵径向力影响的研究
225500)核主泵为导叶加环形压水室的特殊结构型式，这种结构的设计目的是为了提高其运行的稳定性。既要保证在设计工况正常运转中产生作用于叶轮上的径向力尽可能小，使轴受交变应力和定向挠度最小。又要保证承受高温、高压、高载荷下安全可靠地运行。核主泵主要是在设计工况下运行，但泵在实际运行时常常偏离设计工况而导致在小流量或大流量下运行，此时，叶轮、导叶和泵体协调一致的工作状态遭到破坏，在叶轮和导叶周围液体的流动速度和压力分布变得不均匀，因不均匀分布会使泵体内的液体
振动与冲击 2014年21期2014-09-18
- 基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型
310027)核主泵要求在各种复杂工况下均能高效稳定运行，然而当发生地震、火灾等极端特殊灾变时，核主泵有可能因核电站突发断电而失去动力，不能正常工作，导致堆芯冷却剂流量减少，堆芯温度升高，发生核泄漏，如福岛核电站事故[1]。为了保障核安全，防止断电事故状态下反应堆达到偏离泡核沸腾状态，要求核主泵必须依靠自身惯性维持运转一定时间，持续提供足够流量的工作介质带走反应堆堆芯余热，确保核电站安全[2]。核主泵这种靠转子惯性维持运转的能力称为惰转特性。目前，AP10
原子能科学技术 2014年8期2014-08-08
- 断电停机过渡过程中核主泵气液两相流动特性研究
212013)核主泵与普通泵的最大区别在于强调压力边界的完整性和在特殊工况下的可运行性，故对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处出现破裂导致失水事故时，管路内冷却剂的流失会导致压力发生变化，高焓冷却剂迅速变成蒸汽和水的混合物，这种两相混合物会严重影响核主泵的性能，影响泵送冷却剂到反应堆堆芯的能力。尤其是在全厂断电或核主泵电源切断，主泵转速下滑及冷却剂流量减少时，气液两相混合物会进一步导致堆芯传热恶化，燃料棒温度升高，冷却剂温度和压力也
原子能科学技术 2014年11期2014-08-08
- DSm T的主冷却剂泵并发故障融合方法分析
诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算；分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化，确定主冷却剂泵故障（并发故障）诊断总决策.结果表明，将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值，得出主冷却剂泵故障（并发故障）决策结果与实际工况相符，实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性.DSmT；故障识别；主冷却剂泵；信息融合根据核电站运行事件综合报告统计显示发生故障率较高的设备
哈尔滨工业大学学报 2014年9期2014-06-23