基于PCA的主泵传感器状态监测模型

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。     

基于时间常数的核电厂主循环泵惰转模型开发与验证

在核电厂初步设计阶段,针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性,但在电厂初步设计阶段,泵的详细结构设计尚未开展,管路阻力特性也难以获取。针对上述问题,提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型,并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明,模型A在高转速时与试验值吻合较好,低转速时偏差较大,而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近,可用于核电厂的工况设计和安全分析。     

振动诊断在核电厂主泵检修指导中的应用

利用主泵振动监测系统得出的振动信号,文章结合田湾核电站俄供ΓΠH A-1391型主泵结构特点,对主泵径向止推轴承轴向振动缓慢升高的原因进行了分析,判断其上幅面板可能存在缺陷,提出了大修期间的检修建议和备件准备。在其后大修中进行检查,验证了振动分析的可靠性,为后续分析诊断提供了经验。     

基于LSTM的核电传感器多特征融合多步状态预测

针对核电工况参数预测的问题,利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列,提出了基于长短时记忆网络（LSTM）的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象,首先针对数据缺失、采样时标不一致问题进行数据预处理,然后完成基于LSTM的多特征融合多步状态预测模型的结构设计与建模,最后将本文提出的预测模型与循环神经网络（RNN）、门控循环单元（GRU）、本文模型-全连接层1以及单变量LSTM等多步预测模型进行比较。实验结果表明,本文提出的预测模型的拟合性能和预测性能整体最优,同时也验证了基于LSTM模型的深度学习方法在核电站运行安全保障领域的适用性。      

基于核主泵性能预测的数值模拟精度研究

为提高核主泵在全工况点的数值模拟精度,研究了数值模拟过程中近壁面网格尺度、湍流模型、流动状态3种因素对计算精度的影响。结果表明,在定常状态下,重整化群（RNG） k-ε湍流模型和标准壁面函数法在近壁面网格尺度（y+）为50左右时具有较高的计算精度,并且其计算精度高于RNG k-ε增强壁面函数法、低雷诺数k-ε和剪切应力传输（SST）k-ω这3种湍流模型的计算精度,但上述不同网格尺度和湍流模型的计算结果均存在较大的计算误差;采用非定常计算时的计算精度明显高于定常计算,能够反映出扬程曲线在关死点附近的驼峰现象,效率的计算精度也有一定改善,更适合于对核主泵进行性能预测。      

基于相依竞争失效模型的主泵多状态可靠性分析

基于核动力主泵运行环境和性能退化机理,考虑自身振动和外部冲击对其性能退化的影响,建立了主泵冲击与退化相依竞争失效过程的可靠度模型。采用该模型计算了考虑性能退化的主泵在振动和外部冲击条件下的退化状态概率和可靠度,为基于使用环境的核动力主泵的多状态可靠性分析提供了一种有效的分析途径。分析结果可为设计变更和维修优化提供决策依据。     

基于机器深度学习的核电厂主给水泵性能预测及提升关键技术研究

核电厂主给水系统是核电厂二回路的关键部分,主给水泵是主给水系统的关键设备,是影响核电厂一回路安全性、电站经性的重要设备。鉴于主给水泵的关键地位及日益突显亟待解决的振动问题,需加快开展主给水泵故障研究和治理,解决电厂已出现的振动报警问题,有效控制和改善轴系振动稳定性,避免振动发散造成重大安全事故,减少核电厂停机、停堆时间、维修备件及人工成本,提升电厂效益。通过流量和压力等工艺参数,以及振动时域、频域等状态特征参数,建立基于以流量和压力等工艺参数为工况变量,多参数融合的变工况预警方法,实现故障早期的预警;以设备健康状态数据为基础,运用机理-个性地生成模型方法,生成设备个性化的训练样本。以个性化训练样本为输入训练基于深度CNN的诊断模型,实现设备智能诊断。     

秦山核电二期工程主泵与大亚湾核电站主泵的差异及其影响

自20世纪70年代以来,美国西屋公司始终在对主泵技术进行改进和开发,使主泵的性能有很大改进.因此,秦山和大亚湾核电站的主泵存在一定差异.秦山核电二期工程主泵通过在日本三菱重工高砂试验台架上进行全流量冷、热态性能试验,以及核电站调试和正式商业运行,已经证明主泵具有良好的机械和水力性能.本文侧重介绍了两种主泵的主要差异.     

混流式主泵模型泵内部流场压力脉动特性研究

采用ANSYS-Workbench与CFX实现的流-固热双向耦合技术对主泵模型泵内部流场的压力脉动进行数值模拟分析,研究了流-固热耦合作用下反应堆冷却剂泵(简称"主泵")叶片的压力脉动特性。根据压力脉动时域和频域情况,探讨产生压力脉动的主要原因,同时对不同流量下的压力脉动情况进行对比。叶轮进出口、导叶中间和导叶出口4个截面的压力脉动幅值从轮毂到轮缘均升高;叶轮进口和出口的压力脉动主要由叶轮转动频率决定,随着流体不断远离叶轮,叶轮对流体压力脉动的影响逐渐减弱;对比不同流量工况结果,设计工况的脉动幅值最小。     

基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型

针对突发断电事故下的核主泵惰转工况,基于额定参数提出惰转转速与惰转流量特性曲线计算模型,并通过100D型核主泵惰转试验数据对推导的模型予以验证。结果表明,该计算模型可用于核主泵初步设计计算和验证分析。基于该模型进一步得到了核主泵惰转设计准则,并验证了AP1000核主泵设计转动惯量。     

核电厂反应堆冷却剂泵飞轮的超声波检测

反应堆冷却剂泵飞轮键槽是易损部位,要求役前及在役检查阶段对其进行超声波检查。重点介绍了反应堆冷却剂泵飞轮检测的范围,以及一种组合式探头的设计应用、检查实施、信号分析等。该超声波技术符合规程要求。提出一种新的针对主泵飞轮的超声波检查方式,该检查方式具有更高的检查灵敏度。     

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

核电厂主泵倒流工况转子动态特性分析与研究

为防止核电厂主泵在反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷作用下发生反转,在电机上设置了由恢复弹簧和液压缓冲器组成的棘爪式防倒转装置。根据防倒转装置的结构特点及其工作原理,建立了防倒转装置的理论模型和主泵转子的运动学方程,分析了主泵倒流工况转子运动的动态特性,得到了转子的速度-位移运动轨迹。结果表明,由于反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷小于防倒转装置的设计载荷,主泵转子在倒流工况下经历包含6个运动状态的往复运动后,转速逐渐降低直至停止,实现了防止主泵反转的功能。      

核电厂蒸汽发生器与主泵对接焊缝检查系统开发

AP1000核电厂蒸汽发生器出口接管与主泵泵壳对接焊缝泵壳侧为粗晶奥氏体铸造材料,由于该焊缝壁厚大、超声衰减、晶粒散射严重等导致焊缝的超声检测技术开发难度大。本研究采用特殊的设计,开发了一套从蒸汽发生器出口接管内壁实施超声检测的自动检查系统,并将该系统应用于国内某AP1000核电厂的役前检查。结果表明,该检查系统完全满足现场检查要求,检验结果与焊缝出厂检验结果具有良好的一致性。      

气-液条件下导叶出口位置对反应堆冷却剂主泵性能的影响

为研究在气-液两相流条件下,导叶出口边安放位置对反应堆冷却剂主泵(主泵)内部流场特性的影响,采用三维建模软件Pro/E建模,网格划分软件IECM划分非结构网格,计算流体动力学(CFD)软件CFX进行数值模拟。模拟过程中采用雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型,使用多相流模型中的混合物模型对主泵在气-液两相条件下的内部流场进行数值模拟。对不同导叶出口边安放位置时泵壳和导叶内的含气率分布、液相和气相相对速度分布进行研究。结果表明,在气-液两相流条件下,不同导叶出口边安放位置对导叶和泵壳内的含气率、相对速度分布有一定的影响;不同导叶出口边安放位置时,泵壳内的气体聚集程度不一样,当导叶出口边位于泵壳中心垂直平面上时,泵内部流动效果最佳。     

数字化核电厂反应堆冷却剂温度测量通道校准试验研究

介绍反应堆冷却剂温度测量通道校准(TP RCP63)试验的内容,分析数字化技术对核电厂TP RCP63试验的影响,着重论述与模拟技术核电厂相比存在的变化与问题,并提出采用数字化技术后核电厂TP RCP63试验中温差、平均温度加法器系数以及温度信号的校准设计方案。     

核电厂主泵轴振异常分析

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。      

AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明：气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。     

核主泵叶轮叶片进口边位置对气液两相流动特性的影响

为了研究叶轮叶片进口边位置对核主泵气-液两相流动特性的影响,设计3种不同进口边方案,并对不同方案下的气-液两相流动特性进行定常、非定常模拟。通过对结果的分析,发现核主泵叶片进口边适当前伸,在发生失水事故时有助于保持一回路压力边界的稳定性,但前伸也会加剧叶片扭曲程度,使叶片吸力面气泡大量堆积;叶片进口边向后偏移,易在叶轮出口处产生较强的射流尾迹,引起较大幅度的压力脉动。经过比较分析,确定方案B为最优方案。在模拟基础上,对试验样机进行不同进口含气率工况下的外特性性能测试,测试结果表明:在进口含气率为0%的工况下,模拟数据与试验数据吻合性较好,泵性能达到设计要求;随着含气率的增加,试验值与模拟值出现较大的偏差,主要由于试验条件所限及模拟结果与试验结果的误差所导致。     

核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估

为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化,通过CFD数值模拟软件FLUENT,应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟,获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况,分析了压力和速度分布规律,并进行了性能预估。结果表明,稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到了较为理想的泵效率与扬程值;随着流量的增加,核主泵的轴功率也逐步增加。模拟结果有助于认识核主泵在运转状态下的内部流场变化情况,为核主泵的国产化前期探索和理论研究提供支持。