300MWe级核电站主泵流固耦合传热研究

反应堆冷却剂泵的流动、传热问题涉及计算流体力学和固体传热有限元学,流、固传热系统在交界面处边界条件的确定是一个重点。利用分区求解、边界耦合的方法将流体和固体作为一个整体研究,在交界面上先假定一个初始温度,再进行迭代计算。通过对计算结果进行分析,从而得到主泵实体及流体的温度分布与流体流动状态有密切关系,叶片温度受流动状态影响较大,轮毂处相对较小,叶轮叶片表面高温区类似涡状。为研究主泵流场、温度场和应力场的三场耦合问题,提供了依据。     

基于流固耦合方法的300MWe级反应堆主泵叶片应力分析

以国内某300MWe级核电站冷却剂泵为对象,从安全性出发,利用流固耦合技术,通过求解流体和固体耦合方程,对稳定工况下的叶片应力进行计算和分析。理论分析表明,主泵动静叶片的应力主要包括离心力引起的拉应力、流场压力引起的弯、扭应力和温度场产生的热应力;通过对计算结果进行分析,得到结论:最大米塞斯等效应力发生在固支约束处,叶片应力不具有严格的周期性,导叶体段复杂的内部流场是其应力分布无规律性的内在原因;综合对比计算和理论分析结果,证明动静叶片应力的差异性,并简要分析上述差异的主要影响因素。由第四强度理论进行的校核结果证明:主泵满足美国机械工程师协会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)的强度要求。为改进叶片翼型设计、保障主泵水力性能和强度要求提供有效依据。     

基于ANSYS CFX的吸鱼泵的内部流场分析

针对国内吸鱼泵产品匮乏以及技术落后等问题,以活鱼输送为目标,应用ANSYS CFX软件对现有高效吸鱼泵进行分析研究,将吸鱼泵U-400建模后导入ANSYS CFX模块中,对模型内部流场进行数值模拟和仿真,得出U-400在设计工况下的内部流场分布以及吸鱼泵性能参数数据,不仅提供重要的优化参数及设计参考,而且还能够有效缩短吸鱼泵的设计时间以及成本,实现高效吸鱼泵的设计优化。     

某核电厂主泵轴密封分析

核电厂主冷却剂泵的轴封至关重要。对一种首次在我国应用的核主泵用动压密封的结构组成、密封机理、工作流程和试验表现进行了介绍分析,为该主泵后续的运行维护和同类型机封在国内的应用提供参考。     

台山核电站主泵较之大亚湾主泵的设计改进

法国日蒙公司于20世纪70年代初期开始使用美国西屋公司技术生产93D和100型主泵(反应堆冷却剂循环泵),通过技术引进、吸收和再创新,至20世纪末,其生产的核主泵在世界上已处于先进水平。我国大亚湾和台山核电站主泵均由法国日蒙公司设计制造,本文通过台山核电站与大亚湾核电站主泵水力部件、轴密封等零部件的设计对比,分析日蒙公司主泵在技术方面的改进。     

浅谈压水堆核电站主泵的设计、运行和维护

简要介绍300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(主泵)的功能、主要设计特点、设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点.     

泵内部流场的三维数值仿真

采用Fluent软件对泵内部流场进行了三维数值仿真,从仿真结果与设计结果对比可以看出,通过泵内部流场的三维数值仿真可以对泵的主要性能参数做出较为准确的预测,为泵的改进设计和优化提供了理论依据.     

核电站反应堆冷却剂泵试验回路的设计,建造与运行

本文介绍了该核电站反应堆冷却剂泵试验回路的设计思想和系统构成。概述试验回路在建造过程中遇到的技术难点和解决方法。列述试验回路在运行过程中具回路构成器件、控制、联锁、仪表等系统在试验中分别所起的重要作用。运行实践证明了此试验回路设计的合理性及系统各部分的可靠性。     

矩形迷宫泵内部流场的数值模拟及试验研究

结合矩形迷宫螺旋泵的流动特点,采用雷诺平均N-S方程和RNG湍流模型,对矩形迷宫泵内三维流场进行模拟,分析其转子、定子面的流动情况和压力状态,从而得到其内部流动的主要特征和外特性。结合试验结果,分析预测值和试验进行分析,从而为矩形迷宫泵设计、改进、优化提供有益补充。     

300MW核反应堆冷却剂泵泵壳的超声波探伤试验研究

文章针对３００ＭＷ核反应堆冷却剂泵泵壳研制中的探伤技术条件要求及其难眯论述了超声波探伤工艺试验，研究结果为指导泵壳产品生产提供了可靠依据。     

停车密封在大亚湾核电站反应堆冷却剂泵的应用可行性探讨

介绍了大亚湾900MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵的机械密封结构,针对福岛事故后,为了提高反应堆冷却剂泵的应对事故能力,重点介绍了目前国外应用比较广泛的两种停车密封结构形式,以及探讨其在国内核电站主泵应用的可行性.     

百万千瓦级核电厂主泵轴封技术现状及发展趋势

介绍百万千瓦级核电厂主泵流体静压型轴封和流体动压型轴封的工作原理、性能及结构特点,并分析了其中的关键技术,得到了百万千瓦级主泵轴封的技术现状,并对轴封技术的发展趋势作了近期展望。     

核主泵用流体动压型机械密封温度场的数值研究

考虑流体粘温效应,建立了典型核主泵用流体动压型机械密封三维稳态传热有限元模型。建立了由流体域及密封环组成的二维轴对称共轭传热有限元模型,计算了对流换热系数。在此基础上,采用有限元软件求解三维模型密封温度,分析了流体入口流速以及转速对密封端面温度的影响。结果表明:深槽结构导致开槽静环密封端面温度分布不均匀;流体入口速度几乎不影响温度分布;增大转速,密封端面温度显著升高。     

导叶周向布置位置对核主泵压力脉动的影响

基于RNG k-ε湍流模型和滑移网格模型,对核主泵导叶在不同周向位置缩比模型的内部流动进行全三维非定常数值计算。研究导叶周向布置位置对叶轮出口、叶轮-导叶间隙处以及泵壳内压力脉动的影响规律,并分析导叶周向位置对导叶下游流动的影响,结果表明:导叶周向位置对模型泵内压力分布影响较大,在时域图中,导叶位置主要影响模型泵内压力脉动的波动幅度,导叶在α=0?时压力脉动的主波动幅度最小;在频域图中,导叶位置主要影响压力脉动能量幅值,导叶在α=0?时脉动能量幅值最小。叶轮出口的压力脉动能量幅值最大,泵壳内的能量幅值最小,压力脉动主要由动、静叶间的相互干涉引起。叶轮出口、叶轮-导叶间隙处的压力脉动频率主要受叶频影响,泵壳内的压力脉动频率仅与转频有关。导叶周向位置对导叶下游的内部流动影响较大,导叶在α=0?时截面B—B内的压力分布均匀、压力梯度小。合适的导叶周向位置可有效改善泵内的压力脉动分布,进而降低泵的振动。     

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆（AP1000）冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。     

300MW轴流式核主泵模型内流测量方案探讨

核主泵是压水型反应堆核电站中的核心设备之一.开展核主泵内部流场的实验研究,对泵水力部件优化设计、提高泵的性能、增强泵运行稳定性等有至关重要的作用.为充分认识其内部流动的真实结构,拟采用目前较先进的非接触式光学流场测量仪器粒子图像速度场仪(PIV)对泵内流场进行测量.针对300MW轴流式核主泵模型,设计了内流测量实验台,提出高温超高压系统的生成办法;认为运用进口窗和出口窗两种测量方案,可以实现包括叶轮、导叶、叶轮与导叶间隙等在内的全流道三维速度测量;给出窗口开设位置的确定方法,并提出解决叶片相互遮挡及测量同步性保证的方案.为进行模型泵的实验研究提供参考.     

混流式核主泵叶轮叶片厚度分布规律对能量性能的影响

采用数值计算方法,开展混流式核主泵叶轮叶片自前盖板至后盖板方向厚度分布规律对能量性能影响的研究。通过对5种具有不同厚度分布规律叶片的叶轮进行比较分析,探索最佳叶片厚度比值和其对叶片表面静压力分布规律的影响。结果表明:当叶片后盖板处厚度与前盖板处厚度比值L=1.5时,叶轮的水力效率达到最高,当L=1.25时叶片做功能力低,叶轮内能量损失大,水力效率较低;在小流量工况下,随着比值L的增加,相同流量下扬程和水力效率都随之升高;在大流量工况下,扬程和水力效率都随着L的增大而降低;叶轮流道内压能沿着前盖板至后盖板方向增大并且最大压能位置向中间移动。     

基于CGHMM的核电装备主泵状态监测与故障诊断技术的研究

本文对核电机械装备系统中主泵状态进行监测和故障诊断。在短时傅里叶变换的倒谱系数为特征训练模型的基础上,采用CGHMM分析主泵运行的振动信号和建模,并对模型进行状态监测和故障诊断。实验结果表明该方法有效可行,不仅提高了诊断精度,而且加快了诊断速度。