CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。     

CPR1000机组100D型主泵振动故障诊断

CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议,为主泵安全稳定运行提供参考。      

CPR1000核电厂反应堆冷却剂泵电机绝缘问题分析

文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵（主泵）电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。     

反应堆主泵现场动平衡

核电站反应堆主泵是一回路的关键设备，其设备状态的优劣将直接影响核电站的安全和运和。本文描述了大亚湾核电站在反应堆主泵发生振动高的异常情况下，通过频谱分析和诊断，确定为不平衡故障，最终采用现场动平衡法进行处理，使主泵振动状态恢复到良好水平的过程。     

轻水堆核电站主冷却剂泵的发展动向

轻水堆主泵有屏蔽泵、湿电机泵和控制泄漏泵(轴密封泵)等,通过对这些泵的分析对比,说明了未来轻水堆主泵的发展动向。     

主给水泵再循环管道含气水锤问题诊断与治理

为解决田湾核电站3号机组主给水再循环管道出现的振动异常问题,对再循环管道应力、压力脉动以及振动测试数据进行了分析。结果表明,主给水泵出口再循环管道中残留气体诱发的启泵过程中的含气水锤是导致主泵振动异常的主要原因,通过调整输水管道最小流量阀位置可消除含气水锤,解决了再循环管道振动异常问题。     

主泵试验台架振动原因分析与修改方案

反应堆冷却剂泵（简称主泵）在试验台架进行试验时出现振动偏大的现象，振幅超出样机规范书的要求，振动数据的频谱显示为低频振动。通过转子动力学的有限元方法分析了主泵的振动特性，对比振动频谱排除了主泵转子振动和轴承等自身振动的原因。提出了主泵振动特性分析应包括试验台架整体。将主泵、试验回路和试验台架作为整体，分析了整体的振动特性。结合敲击试验推断振动的原因是试验回路中流体压力脉动的宽频激励引发了主泵和试验台架整体振动，并在低速运行试验中进行验证。在此基础上提出了修改方案，包括增加吸能阻尼器、提前投入缓冲罐和滤波等，重启试验后主泵振动明显减小。     

主泵电机润滑油损失异常的分析和处理

主泵是核电站的心脏,是反应堆冷却剂系统的主要设备和压力边界之一,承担着确保堆芯传热所需的冷却剂流量的重要功能,运行期间必须保证主泵运行的安全可靠。在第11个燃料循环周期中,主泵A电机出现了润滑油损失异常的状况。为了保证电机正常运行,在功率运行期间进行了5次补油的应急处理。针对这个问题,对主泵电机润滑油损失异常的原因和油气散失通道作出了具体分析,在换料检修过程中对主泵电机进行了解体工作。对解决润滑油损失异常的具体解决方案做出了论述。通过具体检修方案的实施,最终使润滑油异常损失得到了很好的控制。     

浮动核电站系统典型用泵动力吸振器的设计

浮动核电站系统典型用泵（典型泵）在系统运行期间振动线谱突出，加大了整个系统的振动水平。本文以典型泵在49 Hz处的振动特征线谱为控制对象，开展动力吸振器的设计研究。结合系统运行环境、吸振器吸振原理、安装方式等多方面因素，初步提出吸振器设计参数，并探讨吸振器几何参数、质量、阻尼对吸振频率的影响；建立典型泵的动力吸振器有限元模型，验证动力吸振器的吸振效果，并分析吸振器质量、阻尼、安装个数对吸振性能的影响。结果表明:动力吸振器满足在8~400 Hz的频率范围内可调，加装动力吸振器后典型泵在49 Hz处的振动线谱控制效果可达到7.3 dB。      

转子悬臂比对核主泵水力振动的影响

为研究转子悬臂比对核主泵水力振动的影响规律，针对CAP1400核主泵，在其他几何参数均给定的条件下，通过改变泵轴的悬臂比，设计了25个模型方案。应用多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型对核主泵流体域进行了计算，采用单向流固耦合方法，分析了核主泵叶轮叶片的应力、应变在不同悬臂比、不同工况下的变化规律，并在有预应力和无预应力情况下，对不同悬臂比的核主泵进行了转子动力学特性研究。结果表明：当泵轴伸出端长度一定时，核主泵叶轮叶片的应力、应变及转子系统的前6阶固有频率与悬臂比的相关性不强，但对工况变化的敏感度较高；相同工况下，核主泵叶轮叶片的最大变形量随悬臂长度而增大，但不随悬臂比而变化，最大应力不随悬臂长度及悬臂比而变化；流固耦合作用能降低转子系统的固有频率，且降低幅度随阶数的增加而减小。     

核燃料厂房通风机振动故障诊断分析

对防城港核电厂1号机组核燃料厂房2#通风机组实施状态监测，发现异常振动现象，结合通风机结构形式，通过优化振动数据采集参数设置，捕捉特定的故障频率信号，进行频谱分析和故障诊断，发现电机振动超标的直接原因是拍频共振，并成功识别潜在的皮带传动缺陷。根据诊断结果可为预防性维修提供精确的处理方案，有效降低振动水平，保障设备健康稳定运行。      

核电厂用变频泵振动故障分析及治理

某核电厂在调试过程中一台变频泵发生了某一频率范围内振动大的故障。振动大不利于该泵的长期运行，为此进行敲击试验得出该泵固有频率，并由振动频谱分析确定该泵为结构共振。利用结构共振理论给出了改变电机支架刚度或质量并通过有限元分析计算后调整固有频率的方法，使得变频泵在振动故障治理后振动明显变小且最终符合要求，为转动设备的故障诊断提供了重要参考。      

核电厂立式泵电机多故障耦合振动问题的处理

某核电厂立式水泵配套电机存在两径向方向振动差异大、启机后振动缓慢上升的振动现象，为解决该问题，本文利用频谱分析、固有频率分析、相位分析等方法进行故障诊断，判断出该配套电机存在结构共振、转子热弯曲、动不平衡的耦合问题，并最终通过调整螺栓及现场动平衡方法成功解决了振动问题。      

CPR1000上充泵的轴功率优化及水力性能研究

通过分析CPR1000上充泵水力性能试验，发现导流体进口面积较大是轴功率偏高的主要原因，采取在各级导流体进口隔舌处焊接筋板的措施来改善上充泵水力性能。同时，借助有限元软件Ansys CFX对修改后方案的上充泵内部流场进行数值模拟，并与修改方案前实测的水力性能数据对比，然后对上充泵水力性能进行试验验证研究。结果表明，上充泵的轴功率控制在650 kW以下，可达到满足鉴定试验大纲及技术规格书的要求，提高了上充泵的安全性和可靠性。      

海水泵泵轴腐蚀原因分析及对策

通过浸泡试验和电化学试验对泵轴材料3Cr13的耐蚀性进行了研究。结果表明,3Cr13、镀铬层在海水中不耐局部腐蚀;且3Cr13的自腐蚀电位比其他海水泵部件低,易受电偶腐蚀。综合分析认为导致4号海水泵泵轴腐蚀的根本原因在于泵轴材料3Cr13在海水中不耐局部腐蚀,并在装配间隙、电偶效应等条件的驱动以及泥沙的磨损作用下,发生缝隙腐蚀、电偶腐蚀和磨损腐蚀,加速了泵轴基体的腐蚀进程,从而导致泵轴因腐蚀而失效。建议改进密封和选用耐蚀性更好的替换材料。     

CPR1000机组低压安注泵流量校核试验不满足准则时的分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）低压安注系统（LHSI）泵流量校核试验不满足验收准则时，需要对管路系统中的限流孔板进行调整。通过工程流体力学计算分析，可以得到各种条件下限流孔板的调整方法。应用该分析方法，可以准确地得到满足LHSI运行要求的限流孔板尺寸。该分析方法有效地解决了在低压安注泵流量校核试验不满足准则要求时，如何对管路系统中限流孔板进行更换的问题。      

An improved method for reactor coolant pump abnormality monitoring using power line signal analysis

An improved method to detect the reactor coolant pump (RCP) abnormality is suggested in this work. The monitoring parameters that are acquired from power line signal analysis are motor torque, motor speed and characteristic harmonic frequencies. The combination of Wigner–Ville Distribution (WVD) and feature area matrix comparison method is used for abnormality diagnosis. For validation of the proposed method, the test was performed during cool-down phase and heat-up phase in nuclear power plant (NPP) by cross-comparison with RCP vibration monitoring system (VMS). Using pump internal inspection results, the diagnosis prediction is verified.     

Influence of pump starting times on transient flows in pipes

The purpose of this study is the numerical modelling of the transient flow in a cylindrical pipe caused by the start-up of a centrifugal pump. The pump starting produced by the speed of the electric motor, which rises from zero up to the rated speed, influences the flow in the hydraulic installation and forced it to follow the starting dynamic law of the motor. The governing equations for such flows are two coupled hyperbolic partial differential equations which are the equations of continuity and motion. The head and the discharge are considered as two principal dependent variables. Under the effect of the friction force, due to the fluid viscosity, the transient flow is progressively dumped until reaching the final steady-state flow. Two boundary conditions are considered: a pump with a known motor torque at the upstream end and a constant level reservoir at the downstream end of the pipe. The motor torque is considered for different starting regimes: very rapid, rapid, medium and slow. In order to predict the dynamic behaviour of the flow during the pump start-up transient conditions, the mathematical model is solved by the method of characteristics. The computed head and discharge, caused by the starting of the pump, are presented at some cross sections of the pipe and the results show that the evolution of the hydraulic variables is well influenced by the pump starting time.