球形压水室扩散管位置对核主泵性能的影响

根据AP1000核主泵设计参数,利用泵一维设计理论,设计了核主泵的叶轮,导叶和球形泵壳。应用Pro-e软件进行了三维造型及装配;利用CFD软件Fluent进行了数值模拟运算。分析了压水室扩散管位置对核主泵性能的影响,得到了核主泵内的总压分布;静压分布;速度矢量分布和流线图。数值模拟结果清楚的反映了核主泵内部流场的特点。     

核主泵泵壳不符合项的简化分析与处理

核主泵泵壳在加工过程中出现划伤缺陷,由于核主泵是核一级部件,工作条件恶劣,经现场检验后对其开启了不符合项报告,停工等待处理。通过简化分析得知,缺陷去除后的泵壳在设计工况、AB级工况、C级工况、D级工况和水压试验工况下的应力强度能满足设备规范书要求。提出了对此不符合项做去除表面缺陷并打磨光滑的处理方案,方案通过了业主及评审方的审核,不符合项得以快速关闭。此方法大大缩短了处理周期,保证了项目的顺利进行。为相似不符合项处理提供了参考。     

百万千瓦压水堆核电轴封型主泵研制综述

目前,轴封型核主泵是核电站一回路系统中唯一还没有实现国产化的设备。通过对该核主泵设计与制造的国内技术现状描述以及对该主泵结构设计的简要介绍,概述了该核主泵研制的阶段性进展,并对核主泵的市场前景进行分析,指出核主泵国产化研制的重要意义,并阐明轴封主泵将在很长一段时间内占据主导地位。     

ASME与RCC-M规范中核主泵疲劳分析要求差异的对比和分析

核主泵的设计中,主要依据ASME规范第Ⅲ卷或RCC-M规范的要求进行疲劳分析。这两个规范中规定的疲劳分析的方法、步骤和评定准则虽类似,但又有所区别,有必要进行对比和分析。对ASME规范第Ⅲ卷和RCC-M规范中,适用于核主泵的疲劳分析要求进行对比,并采用有限元软件,按照这两个规范对某项目核主泵泵壳进行了疲劳分析。     

类球形压水室出流管形状对核主泵性能的影响

根据AP 1000核主泵设计参数,利用泵一维设计理论,设计了核主泵的叶轮、导叶和泵壳。应用Pro-E软件进行三维造型及装配;应用CFD技术Fluent软件对具有不同形状类球形压水室出流管的核主泵进行了CFD数值模拟。得到了泵内总压、静压、速度矢量图,分析了核主泵内流场的特点。研究结果表明,在相同流量条件下圆锥形出流管比圆柱形出流管具有更好的流动特性,在泵其它结构参数不变的条件下,圆锥形出流管的锥度范围在0.4～0.65之间时核主泵具有较好的性能参数。     

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。     

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。     

主泵泵壳结构及制造分析

对核岛中主泵的关键部件泵壳的结构及制造等方面进行了深入的分析,指明泵壳制造过程中质量保证应关注的重点环节。     

广西防城港二期工程首台反应堆冷却剂泵泵壳水压试验通过验收

正2018年6月19日,中广核"华龙一号"示范项目——广西防城港二期工程首台反应堆冷却剂泵泵壳水压试验顺利通过验收,为中广核"华龙一号"示范项目首台机组主泵交付及现场安装施工的按期实现奠定了良好的基础。核主泵是压水堆核电站一回路重要的核一级设备,是反应堆压力边界内的唯一能动设     

1000 MW核主泵水力计算与压力脉动分析

本文以1000 MW核电轴流式核主泵为研究对象,首先对稳态条件下核主泵全流道流场进行计算,通过与试验值进行对比,验证了CFD数值计算准确性和精度。同时为了掌握核主泵全流道压力脉动特性,以稳态计算结果为初始条件,对核主泵非稳态数值计算,在计算中轴流泵设置了15个压力脉动监测点。计算结果表明:泵壳进口区域压力脉动为规则正弦波,主要频率为叶频;叶轮和导叶相互作用影响,压力脉动变化较复杂,脉动频率成分较多且脉动幅值较大;泵壳出口区域总体脉动较弱。     

卧式离心泵泵壳破裂原因分析

针对一起泵壳破裂事故,对破裂泵壳断裂部位取样材料进行化学、力学性能分析和显微组织分析,并对断裂部位取样进行断口宏观分析;结合使用工况及技术文件,对泵壳结构模型进行有限元分析.综合试验和分析结果,得到了泵壳材料金相组织中分布不良石墨形态、铸件存在疏松缺陷、材料抗拉强度低及隔舌部位应力较高是造成泵壳破裂事故原因的结论,为泵...     

核电站主泵泵壳密封垫的结构分析与研究

泵壳密封垫是核电站主泵重要的静密封件,设置在主泵泵壳与泵盖间,承受主泵各种预期的瞬态压力和温度,防止反应堆冷却剂泄漏。本文主要介绍泵壳密封垫的结构特点和工作原理,分析了不同结构密封垫的特点,在此基础上研究泵壳密封垫的设计改进方案。     

屏蔽电机主泵试验回路中泵壳内流动不稳定性研究

在屏蔽电机主泵试验回路的设计过程中,为满足回路兼容性的要求,使得试验回路同时具备屏蔽泵与轴封泵的试验能力,需在进行单泵试验的时候将另一主泵泵壳封闭,以解决泵壳内的流动不稳定问题,减少湍流带来的压力损失。本文讨论了多种屏蔽泵泵壳的封闭方式,利用CFD分析软件模拟多种封闭方式下回路的压力损失及流动不稳定现象,最终给出满足回路设计要求的封闭方案,解决了泵壳内的流动不稳定问题。     

核主泵试验台技术现状及发展趋势

反应堆冷却剂泵~([1])(通称"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,是核电站的心脏。核主泵试验台是核主泵设计是否合理的最终验证方式。本文主要介绍目前核主泵试验台的技术现状、发展趋势。     

核主泵泵壳三维参数化智能设计系统的应用开发与研究

泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵(简称"主泵")水力部件的重要组成部分,具有引流、导流作用,也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究,建立其参数化模型^([1]),并通过二次开发完成泵壳三维参数化智能设计系统,实现了参数驱动模型体直接生成泵壳三维的功能。该系统提高了设计效率,减少了人力投入,使其生成的三维模型满足设计过程及设计准则的标准化要求,有效减少了人为设计失误。本文的三维参数化设计理念及研究成果可以在核电其他设备上推广应用。     

核主泵设计计算工具验证

在设计新结构核主泵时,需要对设计计算工具进行验证,对湿绕组核主泵内部高压冷却回路采用CFD模拟预估其流量与模型泵实测数据进行对比,吻合度好,完成了设计工具验证,同时获取了回路内的流动细节。设计工具和计算方法可以用于设计全尺寸核主泵的设计。     

某核电主泵惰转期间推力轴承承载能力研究

基于雷诺润滑理论对某核电主泵推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法求解并编制了数值计算程序。基于水推力分析,得到了该核主泵轴向力随转速的变化规律。利用程序对该核主泵惰转期间推力轴承的动态承载能力进行了分析,得到了惰转过程中最小油膜厚度、最高温度等参量的变化情况,为研究该主泵能否安全惰转提供了参考。     

浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依赖国外引进。核主泵的国产化,是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将进一步促进我国核电事业的快速发展。本文通过对当今世界核电主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理主要发达国家发展核电主泵的历程,建议培育我国核电主泵的自主设计能力、自主制造能力和自主试验验证能力。提出只要认认真真学习,掌握先进技术,扎扎实实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

核主泵泵壳补焊的工艺优化研究

核主泵是核反应堆压力边界内的唯一能动设备,泵壳作为核主泵的承压边界部件,不可避免的存在补焊,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,如果焊材选择不当或焊接工艺条件及过程控制不合理,焊接接头很容易产生晶间腐蚀的倾向。对于泵壳多次补焊的情况下,相邻凹坑补焊时,后补焊对之前实施补焊热影响区是否有影响等事宜,开展了一系列的试验研究。通过焊接方法的选择、焊材及试验方案的确定,经焊接规范参数的优化,并按照ASME标准第IX卷和第Ⅲ卷NB分卷开展了焊接工艺评定试验、焊接试板的X射线探伤、焊接接头的晶间腐蚀、热影响区的模拟等试验,证明ER308L和E308L-15可分别用于泵壳精加工后及精加工前的补焊,满足相关标准和合同等要求。     

华龙一号示范项目福清核电5号机组主泵泵壳通过验收交付

正2017年8月31日,由中核集团自主设计的华龙一号首堆示范工程——福清核电5号机组首台主泵泵壳在中国一重集团大连基地顺利通过验收完成交付。这标志着我国核电装备国产化设计、制造能力实现了新的跨越,设计、制造水平实现了新的提高。主泵是核电厂的心脏,而泵壳是主泵的关键设备之一。华龙一号的安全性和寿命对主泵泵壳设计、制造提出了更高要求。此次通过验收完成交付的首台华龙一号主泵泵壳是中核集团与中国一重、哈电集