基于CFD仿真的核主泵流动特性研究

为研究核主泵水力部件的流动特性,基于N-S方程及k-ωSST湍流模型,对核主泵水力部件多个流量点进行三维流动数值计算,研究了核主泵内不同流量工况下的流动特征,并对额定工况下的性能数据与试验数据进行了对比。结果表明,基于CFD分析的方法可有效预测核主泵的水力性能,获取内部流动细节。在额定设计工况下,核主泵流态均匀稳定,水力性能优良。通过与非设计流量工况的对比,较全面地分析了该核主泵流动特性,为解决核主泵水力部件设计和优化提供了有益的参考。     

小型堆核主泵水力优化设计及试验研究

以更安全、更高效、更经济为主要特征的新一代核能技术及其多元化应用,成为全球核能科技创新的主要方向。小型反应堆因其安全、经济、可移动等优点而具有广阔的应用前景,小型核主泵的研究也受到了诸多学者的关注。对小型堆核主泵的水力开发进行研究,采用CFD数值模拟和试验验证相结合的方法,对小型堆核主泵进行水力优化设计。首先基于设计输入参数确定关键水力部件基本结构参数,对小型堆核主泵的叶轮和导叶进行初始模型的建模,采用三维软件对进口吸入段、叶轮、导叶及泵壳进行建模;其次利用6因素3水平的L18(63)正交表对小型堆核主泵水力进行正交优化设计,将不同因素与水平合理分为18组试验方案,并对18组模拟结果进行极差分析,选取最佳参数组合;最后与优化前模型的外特性和汽蚀特性进行对比,并对优化后的模型进行了内部流动分析。优化模型进行实体制造并通过试验验证,一方面证实了正交优化设计方法是可行的,另一方面优化后的小型堆主泵模型具备了较优的性能,促进了小型堆核电技术发展。     

基于CFD仿真的CAP1400核主泵流动特性研究

为研究CAP1400核主泵水力部件的流动特性,基于N-S方程及k-ωSST湍流模型,对核主泵水力部件多个流量点进行三维流动数值计算,研究了核主泵内不同流量工况下的流动特征,并对计算的额定工况下的性能与试验进行了对比。结果表明,基于CFD分析的方法可有效预测CAP1400核主泵水力性能,获取内部流动细节。在额定设计工况下,核主泵流态均匀稳定,水力性能优良。通过与非设计流量工况对比,较全面比较了该核主泵流动特性,对支撑核主泵水力部件设计和优化提供有益的参考。     

国内小型压水堆核电站核主泵技术

核电站反应堆冷却剂泵技术是泵类产品中最先进的技术。大型先进压水堆核电站核主泵技术国际上已经基本成熟,国内核主泵技术也得到了相应的发展,包括轴封式核主泵技术和屏蔽式核主泵技术。小型核电站技术虽然在国外已经有了一定的发展,但在国内还处于起步阶段。本文主要论述国内小型压水堆核电站的核主泵类型和国内现有小型核主泵的技术特点。     

核主泵模型的冷态性能试验研究

结合某核电站的主泵水力模型的开发要求,进行基于实际运行状态下的模型冷态性能的试验研究,换算得出的核主泵的真机性能和水力特性满足设计要求.试验结果为核主泵的水力优化设计提供有益的参考.     

泵的四象限特性试验研究

泵的四象限特性试验是指泵的全特性曲线试验,试验参数涉及到直角坐标的四个象限。本研究通过试验装置的确定、试验方法的研究等,依据试验数据进行分析得出泵的全特性曲线,展示泵的四象限特性。     

核主泵叶轮与导叶叶片数匹配规律的数值优化

为了阐明核主泵叶轮和导叶叶片数匹配特性对水力性能的影响。以缩比系数为0.5的模型泵为研究对象,基于核主泵几何参数,建立叶轮叶片数Z1和导叶叶片数Z2的多种匹配方案,通过数值方法预测多种匹配方案下核主泵设计工况下的水力性能。结果分析表明:只改变叶轮叶片数时,随着叶轮叶片数的增加,叶轮与泵扬程的增加趋势逐渐变缓;只改变导叶叶片数时,导叶叶片数的选取对核主泵效率影响的最大差值为8.48%。导叶和压水室内漩涡区和水力损失主要集中在以泵出口为起点沿叶轮旋转方向的半球形区域,且环形压水室的水力损失在总损失中所占比重最小为36.4%,表明环形压水室是核主泵水力损失最大的过流部件。根据多种叶片数匹配方案的结果分析,表明设计工况下核主泵叶轮与导叶叶片数的最佳匹配值为(Z_1=4,Z_2=9)、(Z_1=5,Z_2=12)、(Z_1=6,Z_2=11)和(Z_1=3,Z_2=7),即导叶叶片数在叶轮叶片数的2倍附近且两者互质时,泵的水力性能达到最佳值。研究结果为核主泵叶轮和导叶叶片数的选取提供了理论依据。     

CAP1000核主泵闭式锻造叶轮加工技术

CAP1000屏蔽式核主泵作为泵行业的高端设备,是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备,其自主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点。本文对核电主泵的国内技术现状以及1000 MW核主泵的锻造叶轮加工技术进行了介绍。目前国内企业已完成了多项关键技术,如水力部件、隔热屏、换热器、全流量试验等的自主化,但核主泵叶轮采用锻件加工的技术并没有完整建立,有待进一步研究。     

台山核电站主泵较之大亚湾主泵的设计改进

法国日蒙公司于20世纪70年代初期开始使用美国西屋公司技术生产93D和100型主泵(反应堆冷却剂循环泵),通过技术引进、吸收和再创新,至20世纪末,其生产的核主泵在世界上已处于先进水平。我国大亚湾和台山核电站主泵均由法国日蒙公司设计制造,本文通过台山核电站与大亚湾核电站主泵水力部件、轴密封等零部件的设计对比,分析日蒙公司主泵在技术方面的改进。     

1000MW轴流式核主泵试验分析与数值模拟

对1000 MW轴流式核主泵5个不同温度下相同流量点工况进行数值模拟计算,并与试验值进行对比,计算结果与试验结果吻合较好,验证了CFD数值计算的准确性和精度。在核主泵试验过程中,发现核主泵扬程随着温度升高逐渐升高,研究了泵的外特性扬程变化,并分析了泵内部流动和各部分能量损失变化情况,表明泵扬程变化主要是由于水力损耗变化导致的。     

核主泵四象限特性试验研究

针对自主研发百万千瓦级核电主泵项目,本研究以经过模化缩比后的百万千瓦级核电主泵的模型泵为对象,搭建专设台架,开展泵正常工况、水轮机工况、耗能工况、卡轴工况、飞逸工况下的流动特性试验。首先得到了1500r/min额定转速下的四象限特性曲线,进而掌握了其扬程、扭矩在不同流量工况下的变化规律,之后对1050 r/min、600r/min和150 r/min 3个非额定转速下泵的各运行工况开展试验研究,将4个转速下的试验结果经过无量纲处理,最终得到了既适用于模型泵又适用于原型泵的同源曲线,上述试验结果为后续核主泵设计的深入研究及一回路安全分析提供了数据支撑。     

福清核电站主泵轴密封系统水力分析北大核心

福清核电站1～4号机组主泵(冷却剂循环泵)轴密封系统与100-D型主泵轴密封系统有很大差异,本文通过建立ANDRITZ主泵轴密封系统水力模型,分析了主回路系统压力变化、轴密封注入流量变化对各级轴密封参数的影响,以及各级轴密封在损坏和阀门误动作情况下,各级轴密封参数变化的情况。本文可为核电站操作人员分析主泵运行状态提供参考。     

转速对AP1000核主泵水力性能影响的试验研究

为研究转速对AP1000核主泵水力性能的影响,制造一台核主泵水力模型样机,通过变频改变转速,进行了试验研究,分别对比了核主泵在50Hz(1495r/min)、40Hz(1195r/min)、30Hz(895r/min)3种不同转速下的Q-H、Q-P、Q-η曲线,运用相似比例定律,变换得到相似变换曲线,对比试验和相似变换曲线,得到结果如下:50Hz时该水力样机的过流部件满足设计要求,其性能曲线具有混流泵的特点,有无过载特性,高效区较宽,大流量时具有较高的效率;压水室截面形状对核主泵水力样机性能变化趋势影响有限,决定其性能的主要因素在于叶轮;转速改变时外特性曲线变化趋势相同,但转速降低,扬程下降缓慢,Q-H曲线相对平坦,最大轴功率点向大流量偏移,泵的总体效率下降,最高效率降低,同时高效区变窄。转速降低超过20%相似比例变换公式失效,引入了修正系数对相似变化曲线进行修正。     

小型挖掘机开式节流恒功率控制主泵效率研究

开式节流恒功率控制液压系统在小型液压挖掘机上得到了广泛的应用。按照小型挖掘机实际工况特点,推导建立了开式节流系统主泵的动态数学模型,再结合主泵的p-q曲线,分析得出了主泵输出效率与主泵工作参数之间的特性。     

CAP1400屏蔽电机主泵高效水力模型研发

大型三代先进压水堆核电站最后一个难度最大的重大装备CAP1400大功率屏蔽电机主泵正在国产化研制,关键水力部件叶轮和导叶的水力设计是核主泵科学研究中的一项重点也是难点。基于前期相关研究基础,研发设计比转速约105的混流式缩尺(1∶2.5)高效水力模型,探讨模型建立、参数化水力设计、CFD数值计算与水力性能优化、模型试验与性能分析;针对最优效率点和流动损失进行探讨,给出多重约束下高效叶轮和导叶设计建议。模型试验得到水力模型设计点效率为84.92%、性能曲线变化平缓、运行范围内效率高、且汽蚀性能良好;换算到真机工况效率达到88.3%。该水力模型成为重大专项CAP1400屏蔽电机主泵水力部件采纳的设计方案之一,为后续核主泵水力部件的高性能设计、工程应用提供重要借鉴和原始技术积累。     

核主泵用机械密封摩擦学性能研究进展

核主泵是核电厂的核心元件,核主泵机械密封在其中起到防止介质泄漏的作用。当前,我国核主泵密封装置相关技术和产品受到国外垄断限制,核主泵摩擦副在运行状态下泄漏严重破坏核电系统的稳定运行和长周期服役,其摩擦学性能直接影响核主泵的运行性能。对于动压式核主泵机械密封,若没有处于完全液膜润滑状态,密封装置会出现异常磨损和泄漏率增大导致核主泵故障。针对核主泵摩擦副的液膜特性,从数学模型计算和软件仿真两方面分析。对温度场、速度场和应力场等进行分析,总结了密封环及副密封材料、端面热变形对摩擦学性能的影响,概述了端面形状的动压润滑机理及波度面、槽型结构和加工方法等因素对摩擦磨损的影响,为核主泵密封性能的提高和可靠运行提供理论基础。     

轴封型核主泵轴向力计算方法及标定研究

轴封型核主泵是核电站一回路系统中唯一的旋转设备,属于高温、高压、受核辐照的压力边界一级设备。由于系统压力大,转子系统所承受的轴向载荷也大,轴向载荷能否精确确定影响转子各个零部件的设计分析和设计开发,油润滑推力轴承提供很重要的设计技术参数。本文通过举例,根据核主泵在电站系统中运行期间的载荷变化,计算核主泵转子轴向力,并在水力模型装置上设置力传感器,验证计算方法的正确性。     

基于数值模拟核主泵水力优化设计平台开发

核主泵是压水堆核电站核岛内唯一长期高速旋转的装备,是核电站的"心脏"。该文针对第三代核主泵AP1000的水力要求,开发基于数值模拟的混流式核主泵优化设计平台。利用该平台开展了球形压水室直径及导叶包角和导叶数对球形压水室内水力损失影响的研究。研究表明这三者对球形压水室的水力损失有着较明显的影响。实践表明该平台可用性好,效率高。     

环形压水室截面面积对核主泵性能的影响

为了研究环形压水室结构对于核主泵水力性能的影响,在保证其他过流部件几何参数不变的前提条件下,以某型核主泵模型为研究对象,设计3种不同截面面积环形压水室的核主泵模型,并基于RNG k-ε湍流模型和滑移网格模型,对以上3种缩比模型内部流动进行全三维数值模拟,通过试验证实了数值计算数据与试验数据的吻合性与该数值模拟方法的可靠性。结果表明:在设计工况下运行,压水室截面面积变化对核主泵性能影响不大;偏离设计工况,适当增大压水室截面面积能够提高核主泵的扬程、效率和静压能占比,并改善压水室内部流动特征;而偏小的压水室截面面积会使其内部流动损失增大。在实际泵产品的设计和研究过程中,结构尺寸允许的条件下适当增大压水室截面面积有利于提高核主泵的整体性能。     

基于灰色预测理论和最优置信限法的核主泵机械密封可靠性分析北大核心CSCD

为了解决无失效数据情形下核主泵机械密封的可靠度评估问题,分析了大亚湾核主泵机械密封的运行数据,确定了其可靠度分布;利用MATLAB求取了定时截尾时间,建立了结合灰色预测理论和最优置信限法的可靠度分析模型;预测了无失效数据下核主泵机械密封的可靠度。研究表明:所建模型可以有效评估核主泵机械密封的可靠度,且在同等的置信水平下,形状参数范围已知时计算出的可靠度与真实值之间的相对误差较形状参数未知时降低10%。研究成果对无失效数据下核主泵机械密封的可靠性分析具有指导意义。