核安全级水泵鉴定试验系统模块化设计研究

作为压水堆核电机组中的水力能动设备,泵类产品的可靠性对整个核电站的安全起着及其关键的作用。核一级、二级泵的研发中,在样机鉴定阶段要进行各种苛刻的鉴定试验,以保证设计符合系统要求。然而目前国内在关于核级泵试验方面的研究较少,本文针对目前核电站采用的核二级泵鉴定试验要求,采用模块化设计的思想,对满足其要求的试验系统设计进行了研究,就试验台架的设计思路及问题进行了讨论,并提出合理的综合试验系统设计方案。     

AP1000核主泵的优化设计及试验研究

根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。     

核辅助泵新型汽蚀试验装置及其实现方法

设计了核辅助泵新型汽蚀试验装置及实现方法,主要利用水环抽真空装置及阀门微开度进行汽蚀试验的闭式试验装置。试验过程中无需开关水环抽真空装置及稳压罐间的阀门,仅通过启停水环抽真空装置即可完成汽蚀试验;同时,该装置还可以实现扬程、流量等泵性能综合测试,装置自动化程度高,操作简化,通用性强,试验费用低。     

核级泵的特殊技术要求

本文概括地叙述了核级泵的设计、制造、检验及试验要求，将它与普通泵相比较，从而提出了以普通泵的设计理论为基础加上特殊技术要求的方式来实现核级泵的国产化。     

百万千瓦级核电站轴封型主泵整机集成试验验证优化方案研究

为确保主泵的安全性和可靠性,主泵整机在完成集成设计后需通过试验进行验证。文中介绍了主泵设计与验证的总体思路,提出了主泵工程样机需开展的整机试验项目。基于已有的试验条件,进行了主泵整机集成试验验证方案的优化和可行性分析。分析结果表明,在充分开展主泵各模块、子模块、部件和材料的试验与分析的基础上,可采用小流量试验方案进行主泵整机集成试验验证。      

脉冲液体射流泵装置性能试验研究

研究了脉冲液体射流泵装置性能随喷嘴出口断面与喉管断面的面积比、工作压力和脉冲参数的变化特点。研究表明:脉冲射流可显著提高射流泵装置的性能;面积比和脉冲参数是影响脉冲液体射流泵装置性能的决定因素,减小面积比或提高脉冲频率可显著提高射流泵装置的性能;脉冲液体射流泵装置的流量特性呈典型负线性特征,脉冲液体射流泵装置效率曲线呈抛物型,脉冲频率越高,射流泵装置最佳效率点向大流量比方向移动,将增大射流泵装置性能的高效区范围。     

AP1000主泵第三次中间试验成功

<正>【本刊2010年6月综合报道】美国科蒂斯怀特公司(Curtiss-Wright)和西屋电气公司(Westinghouse)近日成功完成AP1000反应堆主泵的第三次中间试验。     

空化模型热力学修正的核主泵空化研究

为研究核主泵的空化特性,基于ANSYS CFX软件,对现有Zwart-Gerber-Belamri空化模型进行热力学效应修正,在不同流量下采用修正前后的空化模型分别对模型核主泵进行数值计算,并将模拟值与试验值进行对比分析,验证了在核主泵空化发生时热力学效应修正的正确性。结果表明,未发生空化时,模型修正不具有明显影响,随着核主泵空化的加深,影响加大;模型泵空化性能的数值模拟预测与试验值趋势吻合,误差值在5.3%~9.6%之内,验证了空化数值模拟对核主泵工程应用中性能预测的可靠性;空化余量减小时,叶片低压区域从进口向出口扩张,随低压区域的扩张,汽泡填充整个流道,叶片载荷力降低,扬程下降。     

核电厂反应堆主泵推力轴承启动阻力矩测试方法

为了获得核电厂反应堆主泵推力轴承在寿期内的极限启动阻力矩,确保执行事故余热排出功能的辅助电机可以在极端工况启动主泵,提出了推力轴承启动阻力矩（指启动瞬间的阻力矩）的测试方法并设计了试验装置,采用正交试验法对影响推力轴承启动阻力矩的3个影响因素（粗糙度、比压、润滑油温）进行研究,采用单因素法测试不同停机时间（指静止加载时间）对推力轴承启动阻力矩的影响,研究表明3个影响因素在规定的控制范围内变化时,启动阻力矩变化较小,而停机时间对推力轴承启动阻力矩影响较大。基于试验确定的极限启动阻力矩开展辅助电机设计,通过了推力轴承样机与主泵样机的反复启停试验验证。本文研究可为辅助电机启动阻力矩的设计提供准确可靠的输入。      

某三代核电设备安全壳喷淋泵力学分析和试验研究

以某三代核电设备安全壳喷淋泵为对象,利用有限元对整个系统进行建模,完成了该系统抗震性能、各部件模态和应力、结构屈曲以及连接螺栓应力的分析和评定,并进行了现场振动频率测试。结果表明,此安全壳淋喷泵满足规范要求,与设备模态试验情况符合较好。本研究可为后续安全评审和设备鉴定提供研究支持。      

某圆柱型感应电磁泵设计与验证

电磁泵作为钠冷快堆涉钠辅助系统的驱动装置，其性能的好坏直接关系到系统能否安全可靠地运行。本文基于等效电路法，采用VB语言开发了圆柱型感应电磁泵电磁设计程序，并完成了40 m3/h,0.9 MPa电磁泵样机的工程设计。然后，在钠试验回路上对该电磁泵样机进行综合性能试验，试验结果表明：电磁泵的流量-扬程特性曲线满足设计指标，指标偏差小于5%，可以为工程所应用。     

核电厂辅助给水汽动泵诱导轮入口叶片汽蚀研究分析

某核电厂在第二轮大修检查辅助给水汽动泵诱导轮入口叶片时,发现存在不同程度的汽蚀点坑.为研究损坏原因,通过叶片抗汽蚀性能设计校核、运行工况汽蚀分析,并结合叶片材质成分、力学参数分析结果等,确定诱导轮入口叶片汽蚀失效的原因,并提出改进措施.     

辅助给水系统泵综合性能试验的理论计算与建模分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）辅助给水系统（ASG）泵综合性能试验结果不满足监督要求时,需要对管路系统中的节流元件进行调整。简要介绍该试验中节流元件的调整原理,通过工程流体力学理论计算与计算流体动力学（CFD）建模分析得到节流元件的调整结果。通过2种分析方法的对比可以发现理论计算结果与建模分析结果具有较好的一致性。根据理论计算与建模分析方法各自的特点,在工程中可以根据实际需要选择最为简便的方法。      

核电厂安全系统立式泵振动原因研究

多个核电厂安全系统的多台安注泵、安喷泵都曾出现了振动大问题。首先介绍振动情况,总结振动特点,并开展频谱分析,探讨可能相关故障因素。随后根据振动特点和频谱特性,建立振动力学模型,分析出振动超标根本原因是设备与基础组成的系统发生共振,并非软脚,且进行试验验证。最后提出改善刚度的治理建议,并建议设计阶段将设备与基础作为一个整体系统进行振动模态分析。      

导叶扩散度对核主泵水力性能影响的数值分析

CFD分析和试验表明,导叶对核主泵水力性能影响显著。为提高核主泵的整机效率,在最优比面积的基础上,提出了导叶扩散度的概念。选取控制扩散度大小的三因素及两水平,基于正交试验方法,获得了导叶几何参数的最佳匹配关系。研究表明：在叶轮 导叶比面积恒定的条件下,导叶扩散度对上游叶轮性能的影响较小,对导叶及下游蜗壳的水力性能的影响较显著。当导叶扩散度从零开始逐渐增大时,泵的效率先增大后减小,扩散度为0.025时泵的效率最高,此时导叶和蜗壳内的水力损失最小,导叶叶片的载荷分布合理。通过调整导叶扩散度提高整机水力效率的方法,将为核主泵的水力设计提供理论参考。     

基于正交试验的核主泵导叶水力性能数值优化

为提高核主泵整机水力性能,实现叶轮、导叶与环形压水室的最优匹配,以AP1000核主泵为研究对象,保持叶轮与蜗壳几何参数不变,选择导叶进口冲角、导叶包角和导叶出口角为正交试验方法的3个因素,并根据各因素的值确定取值范围。基于雷诺时均N-S方程、RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法,应用CFD技术对核主泵进行了正交试验和数值优化。正交试验和因素显著性分析表明:额定工况下,优化后的模型泵较原模型泵扬程提高0.55m、效率提高0.66%;小流量工况下,优化后的杨程和效率提升更加明显;导叶包角和导叶出口角对泵水力性能的影响较为显著,导叶流道扩散程度决定了导叶流道的水力损失;导叶进口冲角、导叶出口角和导叶包角之间的相互作用对泵水力性能的影响不显著,可忽略。对导叶包角的研究表明,在小流量工况下,导叶包角与泵的效率呈正比,在大流量工况下,导叶包角与泵的效率呈反比。