基于泄漏率的核设备密封技术研究

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。     

稳压器波动接管内套管的温度保护作用

在西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室水力试验台上进行了5：1 稳压器波动接管的瞬态温度模拟试验，实验研究了稳压器波动接管在密封套管和非密封套管两种结构形式，流体在正波动和负波动两种流动模式下，Re在4500－750000时，各测试点的瞬态温度变化，实验结果表明：密封套管具有良好的温度保护作用，能够有效保护波动接管免受热冲击和热疲劳作用，非密封套管的保护作用在低流速时微弱，高流速时基本消失。     

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

稳压器人孔楔形石墨密封结构设计与验证

对适用于稳压器人孔密封的结构方案进行分析,研究密封垫材料的功能性参数,利用数值分析手段对密封结构进行初步分析。在上述基础上,开展了楔形石墨密封结构1:1热态性能考核验证试验。试验结果表明,该密封结构在经历100次冷热循环试验考核后无泄漏,拆装过程简便。热态试验验证了该型密封结构具有工程应用可行性。     

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。     

双锥密封实践与体会

本文是一篇关于双锥密封生产实践经验的总结。作者对载热剂循环泵双锥密封的泄漏问题进行了分析,提出了自己的意见与看法。     

核电站反应堆热电偶机械密封件研究

压水反应堆堆内温度测量装置是监测反应堆热功率输出及堆内功率分布情况、保证反应堆安全运行的手段之一。该装置以热电偶作为测量元件,用不锈钢作保护外套。由于热电偶有一定的使用寿命,须定期更换,为此研制了一种适用于核电厂反应堆堆内温度测量的热电偶密封结构。这种结构既能在高温高压下密封牢靠,没有泄漏和渗漏,又能在带放射性环境下方便地逐根更换热电偶。它是一种结构简单实用的新型密封结构。     

核电站反应堆热电偶机械密封件研究

压水反应堆堆内温度测量装置是监测反应堆热功率输出及堆内功率分布情况、保证反应堆安全运行的手段之一。该装置以热电偶作为测量元件,用不锈钢作保护外套。由于热电偶有一定的使用寿命,须定期更换,为此研制了一种适用于核电厂反应堆堆内温度测量的热电偶密封结构。这种结构既能在高温高压下密封牢靠,没有泄漏和渗漏,又能在带放射性环境下方便地逐根更换热电偶。它是一种结构简单实用的新型密封结构。     

反应堆压力容器的密封分析技术

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要.本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟.该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等小足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面.该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析.     

船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究

针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题，利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响，结果表明:止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低；密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端，最大变形量位于阀门前后部位；密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大；由于高温高压的作用，密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙，易发生泄漏，且该间隙随温度的降低而扩大，可能加剧泄漏。      

大电流引电密封装置的设计及泄漏试验

本文给出了一种适用于高温气冷反应堆装置的由用水冷却的不锈钢电极、熔铸云母绝缘体和氟橡胶多层密封组合成的引电密封结构。这种结构的试验装置经历了５００ｈ以上的冷态加压试验，多于２９００ｈ的连续工况（１００℃，４．０ＭＰａ氦气）考验和分别２０次以上的压力循环和温度循环试验。在所有工况下，引电密封结构的氦泄漏率都小于５．２×１０－５Ｐａ·ｍ３／ｓ。电极和它所穿过的壳体间的绝缘阻抗大于１００ＭΩ。     

核动力设备综合实验装置中大型稳压器的设计

介绍了核动力设备综合实验装置大型稳压器的设计。该设备的主要特点是：选材合理，密封性能优良，具有防止产生疲劳破坏和热冲击的能力。该设备主要用于各种级别的核动力装置反应堆冷却剂系统的安全阀和释放阀的热态试验。     

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。      

对改善弹簧直接作用式安全阀密封特性的探讨

由于弹簧直接作用式安全阀的密封比压力是系统工作压力的递减函数，所以安全阀在正常工作压力下的前期泄漏－直未能克服。本文提出了一种新的密封原理。根据该原理，弹簧直接作用式安全阀的密封比压力变成了系统工作压力的阶跃函数，可改善安全阀的密封特性。     

核电风阀密封的设计和试验研究

针对核电风阀内、外泄漏的风险,提出解决风阀内、外泄漏的风阀密封设计。采用阀体侧板开槽型阀板和加装弹簧型阀板来防止内泄漏。通过抗震试验前后的泄漏试验,验证风阀密封设计的合理性。风阀内、外泄漏的试验数据表明:2种结构的风阀都能满足技术规格书中密封性的要求。     

秦山核电厂稳压器管嘴DMW焊缝堆焊修复残余应力分析

核电厂一回路系统设备的接管嘴与管道的焊缝结构广泛应用合金81/182,该类焊缝为异种金属焊(DMW),DMW焊缝对一次侧水应力腐蚀(PWSCC)较为敏感,运行过程中易发生裂纹泄漏等问题。堆焊修复方法在国外核电处理该类问题得到广泛应用。本文基于秦山一期核电厂稳压器喷雾管接管嘴尺寸,建立轴对称有限元模型,采用生死单元模拟焊接过程的瞬态热输入,研究了结构在堆焊修复过程中温度场的变化分布特性,将计算得到的结构热分布历程作为热载荷,进而获得了堆焊修复过程中结构残余应力的变化特性,结果表明堆焊修复完成后,DMW焊缝区域内壁的残余应力能够起到控制PWSCC的作用。     

稳压器电加热元件泄漏分析和检测方案设计

稳压器电加热元件包壳破损吸湿肿胀引起的开裂事故在国内外均有发生,这种事故均与电加热元件包壳存在泄漏有关。国内某核电项目热试期间发现部分电加热元件绝缘性能不符合设计要求,通过检测,发现与密封性相关的焊缝存在泄漏缺陷。为避免严重的由于泄漏引起的电加热元件肿胀开裂事故,对出现绝缘降质的电加热元件进行了详细的检查和分析。分析表明单纯进行表面检测是有风险的。为了保证电加热元件的密封性能,除了对包壳管材料进行氦检漏,端塞-包壳焊缝也需要进行氦检漏。结合电加热元件的结构和制造工艺特点,设计了专用的检测系统,并设计了一套完整检测方案。至此,稳压器电加热元件的密封完整性得到了全面的检测,排除了泄漏隐患。     

反应堆安全壳密封结构泄漏机理与预测模型的研究

针对反应堆安全壳贯穿件静密封结构的泄漏率理论预测方法进行研究。基于多孔介质渗流理论描述静密封结构的界面微观泄漏机理,用Hertz接触理论将应力与微观细致结构变化关联,最终实现不依赖于任何实验数据的泄漏率计算。采用新模型对DN20截止阀进行泄漏率预测,并将理论预测结果与实验测量结果进行比较,证明二者能够较好地吻合,从而验证新方法的有效性。     

阀门密封结构的渗漏特性数值分析

以核反应堆系统中的安全阀密封结构为研究对象,建立了基于多孔介质理论的密封结构粗糙表面三维模型,采用Darcy定律推导了密封结构泄漏率的计算公式,研究了粗糙度、自相关长度、密封比压对表面特征的影响,以及粗糙度、密封面接触宽度对泄漏率的影响。结果表明,粗糙度与密封性能并非是线性关系,仅以粗糙度作为密封性能的评价指标是有局限性的;在粗糙度一定的情况下,自相关长度也会对密封界面孔隙率、渗透率产生影响,从而影响安全阀的密封性能;密封比压减小导致接触高度增大,使得阀座阀瓣间的孔隙率迅速增大,造成密封结构的渗漏特性增强;粗糙度的增大使得泄漏率呈非线性增大趋势,密封面接触宽度的增加使泄漏率线性减小。      

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

为研究某型号流体动压型核主泵机械密封流场和温度场的分布规律，使用Pro/E软件建立了机械密封环及密封腔的三维实体模型。采用k-ε湍流模型，基于ANSYS Fluent软件求解了纳维-斯托克斯（N-S）方程和能量方程。研究了密封环生热与密封腔散热的规律。分析了流体流动与温度变化趋势。结果表明:该型核主泵机械密封的压力以密封端面为界，分为高压区和低压区。在密封端面液膜压力由外径到内径逐渐降低。最高温度出现在密封端面处，由密封端面向外温度逐渐降低。液膜粘性剪切热通过密封环的热传导及腔内流体的对流换热作用而带走。机械密封的泵送环强化了端面热量的散失。