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。     

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。     

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。     

主泵泵壳的机械加工技术

本文叙述了核电设备主泵泵壳的制造工艺流程和主要部位的特殊加工方法。     

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。     

非能动核电站主泵泵壳铸件改锻件可行性分析

三代非能动核电站主泵泵壳一端与蒸汽发生器出口接管对接,一端与主管道冷段对接,焊缝的质量要求较高,各阶段无损检测较易出现问题.受限于铸造工艺的局限性及零部件结构的复杂性,铸件难免会产生裂纹、夹杂、气孔、缩松等缺陷.对此,从技术性和经济性两个角度对非能动核电站主泵泵壳铸件改锻件进行了可行性分析.通过分析认为,锻造能消除金属...     

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。     

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靠从国外引进。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极大地促进我国核电的飞跃发展。本文通过对当今世界核主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理出主要核电大国发展核电主泵的历程,提出培育我国核电主泵自主设计、自主制造能力的建议,认为只要认真、扎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。     

核主泵全流量试验台散热分析

核主泵全流量试验是轴封式核主泵设计是否合理的最终验证方式。核主泵全流量试验台为高温高压的回路设备,结合哈电集团核主泵全流量试验台为例,研究试验台工艺系统的散热分析和保温措施,研究不同功率核主泵在全流量试验台上可互换试验的可行性。     

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。     

核主泵轴承主副弹性板结构优化分析研究

以某核主泵轴承中的弹性板为研究对象,针对其原结构出现变形量过大的问题,对弹性板进行结构优化设计,并与原结构进行对比,验证了结果的可靠性,为其他核主泵轴承的弹性板结构设计提供参考。结果表明:主弹性板在535,850,1490 kN的载荷下的变形量分别为0.155,0.232,0.366 mm,均分别满足0.1～0.2 mm,0.3 mm,0.5 mm的要求;副弹性板在500 kN载荷下的变形量为0.152 mm,满足0.1～0.2 mm的要求;主副弹性板的应力均小于材料的屈服极限,满足强度要求。     

快锻压机主泵供液系统仿真分析

快速锻造液压机是锻造生产的重要设备之一.结合实际应用,针对快锻压机工作时主泵变量出现瞬时压力突降造成主泵停止工作的现象,运用AMESim液压系统仿真技术,着重分析出现该现象的原因.结果 表明:提高持压阀响应速度、增加供液泵流量或增大主泵投泵间隔时间可以减小压力突降幅度,避免主泵因为进口压力过低而停止工作.为快锻压机液压...     

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。     

基于湍流模型的核主泵空化特性研究

为评价不同湍流模型在核主泵空化性能预测中的精度,本文以CAP1400核主泵为研究对象,运用CFD软件ANSYSCFX在标准k-ε、RNG k-ε、SST k-ω三种湍流模型下进行空化模拟分析,并与试验对比研究。研究结果表明:在叶片中部到出口的超空化区域处汽泡体积分数最大,在汽泡体积分数为0.9时,RNG k-ε模型与SST k-ω模型预测汽泡分布更为均匀;标准k-ε模型进口高压区更小,同时RNG k-ε模型、SST k-ω模型在叶片背面出口边出现小范围的高压区,而标准k-ε模型基本上没有该高压区存在,标准k-ε模型在核主泵严重空化下的预测精度相对较差些;大流量与小流量工况下,标准k-ε模型和RNG k-ε模型可以适当提高空化预测的精确度,但多数工况下SST k-ω湍流模型的预测值与试验值最为接近。SST k-ω湍流模型对核主泵的空化数值模拟精度最高。     

核主泵高温工况下叶轮结构力学分析

为了验证主泵叶轮在设计工况下的完整性,通过三维软件Pro/E对主泵叶轮进行三维造型,应用计算流体力学软件ANSYS—CFX和Workbench对主泵叶轮进行耦合计算,分析了在轴向力载荷、转矩载荷、离心力载荷、混合载荷以及125%1临ti界同步转速与1.252倍转矩M。载荷工况下叶轮的最大应力强度分布。分析了叶轮应力、应变的分布规律,揭示出转子部件由于变形过大以及强度不足而引发失效事故。计算结果表明,在反应堆一回路额定工况下,在轴向力+离心力载荷工况下,叶轮产生最大应力变形,叶轮叶片最大变形发生在叶片出口尖部,变形量约0.58 nll/l;最大应力位于叶轮体及叶轮外径之间的过渡区,叶片出口区域最大应力值为112.4 MPa。     

混流式核主泵内部复杂流动结构分析

以混流式核主泵水力模型为研究对象,基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNG k-ε湍流模型,采用流体计算软件ANSYS-Fluent对不同工况下的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行数值模拟。通过分析不同特征面上的流动状态,构建该泵内的典型时均流谱,为性能优化及内部流动控制提供参考。计算结果表明:高涡量区域主要分布在固体壁面、径向导叶流道以及球型压水室内出液管附近;靠近出液管附近存在旋涡,导致流动损失增加,但随着流量减小,此处的流动情况趋于稳定,旋涡减弱甚至消失;靠近球型压水室出液管段的旋涡及其相近的径向导叶流道内的复杂流动情况与球型压水室出液管的位置有一定关系,因此减小出液管附近的流动损失,对实现混流式核主泵流动控制具有重要意义。     

基于正交试验的核主泵水导轴承润滑特性分析

为了更加准确地分析核主泵水导轴承性能,提高轴系设计的可靠性及其泵机组的安全稳定性,基于有限差分方法求解Reynolds方程,建立水导轴承的流体动力润滑仿真模型。采用正交试验方法完成以偏心率、半径间隙、长径比和转速为优化参数,以轴承承载力、功率损耗、最大液膜压力和最小液膜厚度为轴承性能指标的试验设计。通过极差分析得到各参数对水导轴承各性能影响的主次顺序和一组最优参数组合。结果表明:影响轴承承载力和功率损耗最显著的因素是转速,影响最小液膜厚度和最大液膜压力最显著的因素是偏心率。在满足多目标性能最优的条件下,综合分析该核主泵水导轴承最优设计参数组合为偏心率取0.6、半径间隙取0.3 mm、长径比取1和转速取1500 r/min。     

核主泵机械密封可靠性Bayes分析的适应性

机械密封的可靠性对核主泵的安全稳定运行具有重要影响。为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,分析大亚湾核主泵机械密封的运行数据,确定其可靠度分布,建立结合Bayes理论的可靠性分析模型,利用Monte Carlo法从确定的可靠度分布中仿真出无失效数据,探讨无失效数据场合下,先验分布为Beta分布时,分组数c的取值对E-Bayes估计与多层Bayes估计精度的影响。研究表明：分组数c<8时,优先选择多层Bayes估计;c>8,优先选择E-Bayes估计,c=8时,2种方法的平均相对误差均达到较低水平且多层Bayes估计更低一些。研究成果对无失效数据场合下基于Bayes理论的核主泵机械密封可靠性分析具有指导意义。     

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。