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核电厂主泵轴振异常分析 总被引:1,自引:1,他引:0
为解决某核电厂主泵轴振报警问题,对异常现象进行了原因诊断和现场验证。采用对比分析、频谱分析、轴心轨迹分析方法对主泵轴振异常进行研究。分析表明:泵轴振动大于电机轴振动,相同位置测点在水平面内2个不同方向振动基本相当。电机轴Y向振动异常为电缆屏蔽层损坏导致,振动传感器线缆安装宜使用如麻绳等较为软质的材料进行绑扎固定。泵轴振动异常为泵轴存在较大涡动和较高基频成分引起。在泵轴出现较明显的涡动现象时,可提高轴封水抑制泵轴的涡动,以降低泵轴振动。 相似文献
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三轴承支承主泵振动特性研究 总被引:5,自引:1,他引:4
根据已有运行经验,分析100D型主泵典型异常振动现象,建立基于立式转子-轴承系统动力学理论的物理模型,剖析该型主泵的振动特性。结果表明,100D型主泵受立式结构、三轴承支承方式、轴封水等影响,在稳定运行工况下,轴系振动基本稳定;在受外界扰动影响或瞬态工况下,轴系振动稳定性较差且振动变化趋势呈现出一定非线性特点;为维持主泵安全运行,需要在热停堆平台通过提高轴系动平衡精度等方式将主泵振动降低到尽可能低的水平。 相似文献
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由于核动力主泵结构与运行环境的特殊性,采用特殊的加速度计进行振动探测,为了对其进行振动烈度评价,必须对振动加速度信号进行积分处理。在分析振动信号软件积分误差的基础上,提出基于FFT变换的波形修正积分算法,并通过设置合理的积分频率下限,消除了振动信号的积分趋势,提高了振动信号积分的精度,并在核动力主泵振动监测系统中的得到成功的应用。 相似文献
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反应堆主泵现场动平衡 总被引:2,自引:1,他引:1
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。 相似文献
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为验证反应堆冷却剂泵(简称主泵)用高压冷却器结构设计在正常运行工况下可避免流致振动的发生,本研究依次从漩涡脱落、流体弹性不稳定和湍流激励3个方面分析了高压冷却器的壳侧流体对中间盘管振动产生的影响。采用预应力模态分析得到了螺旋管的固有频率为1.877 Hz,便于后续评定的对比;针对最大流通面积和最小流通面积2种极限情况分别计算了漩涡脱落频率,得到固有频率与漩涡脱落频率的比值均小于2;应用卡曼涡流频率计算得出螺旋管的流弹不稳定临界流速大于壳侧间隙流速,说明壳侧流体的流速未达到螺旋管的流弹不稳定临界流速;选用合适的螺旋管束半经验模型计算得到湍流激振的中心主频率是螺旋管固有频率的3.76倍。漩涡脱落、流体弹性不稳定和湍流激励的计算分析结果充分证明高压冷却器的结构设计是安全合理的,可满足核电厂的使用要求。 相似文献
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本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6%和109.0%;三种方法测定结果相对偏差≤4%;主泵输入电功率法测定结果是可信的。 相似文献
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核主泵停机过渡过程瞬态水动力特性研究 总被引:1,自引:1,他引:0
为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明:叶轮出口涡量小于进口涡量,且叶轮出口涡量受叶轮与导叶动静干涉影响而呈大幅的周期性波动。在泵体与出口管交接处的涡量变化较大,与导叶出口方向相反方向处的涡量变化最大。对比3种停机惰转过渡过程中惰转模型可知,带惰轮惰转模型的径向力呈周期性波动逐渐减小;线性惰转模型与带惰轮惰转模型的径向力变化趋势类似,但其变化幅度少于线性惰转模型径向力变化幅度,t/T=0.6~1时,其径向力变化幅度接近零;常规惰转模型的径向力呈现不规律变化,t/T约为0.25时出现极大值,对核主泵的可靠运行产生较大影响。 相似文献
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AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。 相似文献
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