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。     

福清核电站主泵轴密封系统水力分析北大核心

福清核电站1～4号机组主泵(冷却剂循环泵)轴密封系统与100-D型主泵轴密封系统有很大差异,本文通过建立ANDRITZ主泵轴密封系统水力模型,分析了主回路系统压力变化、轴密封注入流量变化对各级轴密封参数的影响,以及各级轴密封在损坏和阀门误动作情况下,各级轴密封参数变化的情况。本文可为核电站操作人员分析主泵运行状态提供参考。     

小型挖掘机开式节流恒功率控制主泵效率研究

开式节流恒功率控制液压系统在小型液压挖掘机上得到了广泛的应用。按照小型挖掘机实际工况特点,推导建立了开式节流系统主泵的动态数学模型,再结合主泵的p-q曲线,分析得出了主泵输出效率与主泵工作参数之间的特性。     

浅谈轴封型核主泵轴封注入水系统

简单介绍了轴封型核主泵轴封注入水系统,该核主泵为立式、单级、单吸、高转动惯量和四轴承结构形式的轴封泵,轴封采用三级动压型密封加氮气能动停车密封组成。该结构形式主泵拥有大量的工程运行经验,其轴封注入水系统也在工程实践中得到不断完善改进,具有极高的可靠性。     

烃泵用闲置密封的研制

本文论述了闲置密封的结构特点与工作原理，给出了闲置密封设计方法。研制出适用于液态烃泵等高参数、关键泵上的闲置密封及主密封失效的监控系统。     

基于2007版RCC—M规范的核主泵泵壳防快断分析

核主泵泵壳作为核电站一回路承压边界的重要组成部分,其防快速断裂的性能是设计过程中需要重点考察的项目。首先对2007版RCC—M规范中,关于设备进行防快速断裂分析的步骤、评定准则和分析参数的取值方法等进行了介绍。然后,按照该标准的要求,对适用于"华龙一号"堆型的核主泵泵壳进行了防快速断裂分析。分析结果表明:该设计结构的核主泵泵壳韧性良好,能够有效地防止快速断裂。     

特殊流道主泵低流阻水力部件研究

主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,也是反应堆冷却剂系统压力边界的组成部分,能保证反应堆冷却剂压力边界的结构完整性。在实现主泵基础性能指标的同时,低流阻水力部件设计优化也应重点研究。根据特殊流道主泵结构形式,以降低主泵水力部件流动阻力系数为目标,开展特殊流道主泵低流阻水力部件设计,完成低流阻水力部件性能分析及低流阻优化,设计出能够满足要求的低流阻主泵水力部件。     

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。     

核电站反应堆冷却剂主泵叶轮加热装置设计与应用

为实现反应堆冷却剂泵(简称"主泵")自主化维修,缩短主泵叶轮检修时间,现场检修人员通过对主泵结构和主泵叶轮检修工艺的分析,应用热力学方法设计了采用四周式布置大功率加热器的加热装置。同时根据设计的装置特点和现场的风险,制定特定的使用方法和操作风险控制措施。经现场验证,该套装置可用于主泵叶轮加热,有效实现了主泵叶轮的检修更换。     

油液混合动力挖掘机多控制策略参数匹配仿真

为提高油液混合动力系统挖掘机的节能效果,研究了辅助动力系统多控制策略的参数匹配问题。根据动力源驱动结构、工作原理及负载特性,提出稳定发动机工作点+恒排量释放、稳定发动机工作点+恒扭矩释放、稳定主泵工作点+恒排量释放及稳定主泵工作点+恒扭矩释放四种控制策略,并建立了系统主要元件数学模型,仿真对比分析四种控制策略的节能效果,得出稳定发动机工作点+恒排量释放节能效果最优的结论,并依此确定辅助马达参数。仿真结果表明:较原系统,参数匹配后的混合动力系统节油率提高了9.8%,工作效率提升了9.72%。     

基于CFD技术管道气体流场计算与分析

基于CFD技术,运用CFD软件结合气体运动基本理论,以电子束焊接真空系统中管道设计为例,对中真空条件下气体在管道内的流动状态、速度、压力分布进行2D有限元数值模拟仿真和可视化研究,为真空系统管道参数确定和结构优化设计提供了有参考价值的数据。提出在真空系统设计选择前级泵时,为保证获得较大的抽速,达到高效与经济的效果,优先考虑主泵排气口直径与前级泵相匹配,再校核前级泵最大反压力和最大排气量,可以极大提高设计效率。     

WWER 1000机组核主泵轴封故障模式分析

本文简述连云港田湾核电站WWER1000机组1391型核主泵轴封出现的运行监测参数波动事件,针对轴封组件的结构特点进行了故障模式原因分析,总结了该类型主泵轴封可能出现的故障模式。     

核主泵飞轮结构及设计要求探讨

核主泵的飞轮能够产生足够的转动惯量,在全厂断电事故时,在飞轮惯性力的作用下,能使主泵机组转速缓慢下降,使一回路系统的冷却剂流量缓慢减少,带走反应堆停堆后的残余热量,避免堆内燃料组件烧毁。目前运行的和在建的压水堆核电机组主泵都配备有飞轮组件,飞轮为主泵机组重要的功能部件,其中轴封型主泵飞轮设计结构分为"不可脱落"设计和"可脱落"设计;无轴封型主泵飞轮组件通常采用双金属设计,即飞轮基体或轮毂嵌套高密度钨钢或贫铀材料。飞轮属于核安全相关部件,受国家核安全局监管,应严格遵循美国核管会管理导则RG1.14—1975和美国核管标准审查大纲NUREG 0800两份文件进行飞轮的设计和试验验证。     

核电站屏蔽电机主泵故障分析及监测系统改进建议

主泵是核电厂的关键设备,其稳定可靠地运行对提高核电厂的安全性、可靠性有着重要意义。近年来,国内核电站开始使用屏蔽电机主泵。然而,核电站仅采用单参数阈值监测的方式对屏蔽电机主泵进行监测,不能满足故障诊断的需要。为此,在对屏蔽电机主泵典型故障进行分析的基础上,根据核电厂的实际需求,对监测系统提出了改进建议。     

“华龙一号”与CPR1000反应堆主冷却剂泵对比分析

法国JEUMONT工厂于20世纪70年代初期开始引进美国西屋公司技术生产的93和100型反应堆主冷却剂泵(简称主泵),后续其设计、生产的100D型主泵在我国CPR1000堆型上广泛应用。在我国自主研发的三代技术"华龙一号"示范项目(防城港项目二期)上,法国JEUMONT进一步整合其100D型主泵多年的运行经验,并为了适应"华龙一号"的新要求,开发了124D型主泵。本文通过对CPK1000和"华龙一号"(HL1000-1)主泵的水力设计、结构设计、轴封型式等方面的对比分析,总结了"华龙一号"主泵在技术方面的改进及优点,为后续项目主泵的选型、设计和制造工作提供借鉴。     

蓄能器对快锻压机主泵泵头卸荷冲击的影响研究

快锻压机在自动锻造工件时,快锻频次约八十次,相应地工作缸的压力每分钟上压、卸压约八十次,主泵泵头卸荷阀按锻造频次开关,保证压机锻打的频次和压力。针对主泵泵头在高频次的卸荷上压过程中卸荷冲击严重,导致卸荷管路有较大的冲击和震动,增加设备噪音,增加系统泄漏,降低系统可靠性等问题,以10 MN快锻压机为研究对象,提出在泵头卸荷阀后加设蓄能器和单向阀的方法,基于AMESim仿真平台建模分析,研究蓄能器参数对快锻压机主泵泵头卸荷冲击的影响,为降低快锻压机主泵泵头卸荷冲击寻求理论支持及最佳工程解决方案。     

浅变压水堆核电站主泵的设计,运行和维护

简要介绍了３００ＭＷ压水堆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。     

天马水厂二级泵房改造方案探讨

通过水厂普遍存在的水泵能源浪费问题,提出"变频主泵 变频辅泵 工频辅泵"的多水泵优化组合模式,采用"中压变频 低压变频 控制系统"的自动调压系统,达到显著的节能降耗效果.其改造方案和思路,为其他水厂提供了成功的借鉴经验.     

中国二重再获“华龙一号”主泵泵壳订单

<正>日前,国机集团所属中国二重与上海电气在中国二重举行了"华龙一号"主泵泵壳设备合同签字仪式。中国二重和上海电气凯士比核电泵阀有限公司共同签订了漳州1、2号核电机组6台主泵泵壳设备的供货合同。漳州1、2号核电机组为融合后"华龙一号"示范工程。主泵是核岛的"心脏",属于核电一回路中的关键一级设备。而泵壳产品是主     

环形压水室截面面积对核主泵性能的影响

为了研究环形压水室结构对于核主泵水力性能的影响,在保证其他过流部件几何参数不变的前提条件下,以某型核主泵模型为研究对象,设计3种不同截面面积环形压水室的核主泵模型,并基于RNG k-ε湍流模型和滑移网格模型,对以上3种缩比模型内部流动进行全三维数值模拟,通过试验证实了数值计算数据与试验数据的吻合性与该数值模拟方法的可靠性。结果表明:在设计工况下运行,压水室截面面积变化对核主泵性能影响不大;偏离设计工况,适当增大压水室截面面积能够提高核主泵的扬程、效率和静压能占比,并改善压水室内部流动特征;而偏小的压水室截面面积会使其内部流动损失增大。在实际泵产品的设计和研究过程中,结构尺寸允许的条件下适当增大压水室截面面积有利于提高核主泵的整体性能。