球形压水室扩散管位置对核主泵性能的影响

根据AP1000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,导叶和球形泵壳。应用Pro-e软件进行了三维造型及装配;利用CFD软件Fluent进行了数值模拟运算。分析了压水室扩散管位置对核主泵性能的影响,得到了核主泵内的总压分布;静压分布;速度矢量分布和流线图。数值模拟结果清楚的反映了核主泵内部流场的特点。     

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。     

基于数值模拟核主泵水力优化设计平台开发

核主泵是压水堆核电站核岛内唯一长期高速旋转的装备,是核电站的"心脏"。该文针对第三代核主泵AP1000的水力要求,开发基于数值模拟的混流式核主泵优化设计平台。利用该平台开展了球形压水室直径及导叶包角和导叶数对球形压水室内水力损失影响的研究。研究表明这三者对球形压水室的水力损失有着较明显的影响。实践表明该平台可用性好,效率高。     

泵叶轮和压水室匹配对特性的影响

从叶轮和压水室匹配的角度，定量地研究了叶轮、压水室几何参数对泵特性的影响。     

离心泵螺旋形压水室隔舌对泵性能影响的研究

据一定的工程背景,提出计算叶轮和螺旋形压水室隔舌间循环流量的边界元法,进而研究隔舌对泵性能的影响。通过计算实例,说明隔舌对泵性能有重要影响,认为在允许条件下应尽量减小基圆直径和隔舌圆半径。     

浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依靠从国外引进。核主泵的国产化是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将极大地促进我国核电的飞跃发展。本文通过对当今世界核主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理出主要核电大国发展核电主泵的历程,提出培育我国核电主泵自主设计、自主制造能力的建议,认为只要认真、扎实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

叶片厚度对混流式核主泵叶轮能量性能影响研究

基于三维不可压缩流体N-S方程和RNGκ-ε湍流模型,对混流式核主泵叶轮水力模型的能量性能进行了数值预测,研究了不同叶片厚度及其分布规律对混流叶轮模型水力性能的影响。通过分析叶轮叶片压力面、吸力面的静压分布,获得叶片表面的载荷分布及其变化规律。结果表明:随着叶轮叶片厚度减薄,最高效率值有所增大且高效点向大流量工况偏移;当叶片最厚处位置在靠近进口边约1/3处时,叶轮水力效率值最大;随着叶片最厚位置由进口向出口移动时,最高效率点向大流量工况偏移。     

转速对AP1000核主泵水力性能影响的试验研究

为研究转速对AP1000核主泵水力性能的影响,制造一台核主泵水力模型样机,通过变频改变转速,进行了试验研究,分别对比了核主泵在50Hz(1495r/min)、40Hz(1195r/min)、30Hz(895r/min)3种不同转速下的Q-H、Q-P、Q-η曲线,运用相似比例定律,变换得到相似变换曲线,对比试验和相似变换曲线,得到结果如下:50Hz时该水力样机的过流部件满足设计要求,其性能曲线具有混流泵的特点,有无过载特性,高效区较宽,大流量时具有较高的效率;压水室截面形状对核主泵水力样机性能变化趋势影响有限,决定其性能的主要因素在于叶轮;转速改变时外特性曲线变化趋势相同,但转速降低,扬程下降缓慢,Q-H曲线相对平坦,最大轴功率点向大流量偏移,泵的总体效率下降,最高效率降低,同时高效区变窄。转速降低超过20%相似比例变换公式失效,引入了修正系数对相似变化曲线进行修正。     

核主泵备用机械密封材料的摩擦性能研究

采用Falex-1506摩擦磨损试验机,研究了水润滑、室温条件下,载荷和速度对核主泵用机械密封材料:无压烧结碳化硅(WNV2)和碳化硅加碳(CHV1)、反应烧结碳化硅(R)和碳化硅加碳(R2)、石墨(MSMG)在不同配副条件下摩擦学特性的影响规律。使用扫描电镜(SEM),对磨损表面进行了观察和分析。研究结果表明,碳化硅和石墨材料自身的孔隙,在高载荷下容纳了更多的润滑流体,因此,不同配副条件下的摩擦系数均随载荷的增加而减小。另外,滑动速度引起的温度改变通过影响表面层性质影响摩擦力,而碳化硅和石墨在很宽的温度范围内机械性质保持不变,所以摩擦系数随速度的增加基本不变。     

1000MW轴流式核主泵试验分析与数值模拟

对1000 MW轴流式核主泵5个不同温度下相同流量点工况进行数值模拟计算,并与试验值进行对比,计算结果与试验结果吻合较好,验证了CFD数值计算的准确性和精度。在核主泵试验过程中,发现核主泵扬程随着温度升高逐渐升高,研究了泵的外特性扬程变化,并分析了泵内部流动和各部分能量损失变化情况,表明泵扬程变化主要是由于水力损耗变化导致的。     

核主泵用机械密封摩擦学性能研究进展

核主泵是核电厂的核心元件,核主泵机械密封在其中起到防止介质泄漏的作用。当前,我国核主泵密封装置相关技术和产品受到国外垄断限制,核主泵摩擦副在运行状态下泄漏严重破坏核电系统的稳定运行和长周期服役,其摩擦学性能直接影响核主泵的运行性能。对于动压式核主泵机械密封,若没有处于完全液膜润滑状态,密封装置会出现异常磨损和泄漏率增大导致核主泵故障。针对核主泵摩擦副的液膜特性,从数学模型计算和软件仿真两方面分析。对温度场、速度场和应力场等进行分析,总结了密封环及副密封材料、端面热变形对摩擦学性能的影响,概述了端面形状的动压润滑机理及波度面、槽型结构和加工方法等因素对摩擦磨损的影响,为核主泵密封性能的提高和可靠运行提供理论基础。     

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。     

核主泵模型的冷态性能试验研究

结合某核电站的主泵水力模型的开发要求,进行基于实际运行状态下的模型冷态性能的试验研究,换算得出的核主泵的真机性能和水力特性满足设计要求.试验结果为核主泵的水力优化设计提供有益的参考.     

核电站轴封主泵外导流管锁片孔加工工艺

巴基斯坦恰希玛C3、C4核电站轴封主泵~([1])是哈尔滨电气动力装备有限公司翻版设计,其加工工艺方法完全自主的核电站反应堆冷却剂主泵。C3C4核电站核主泵外导流管是核电站轴封主泵的关键部件之一,外导流管锁片孔的加工质量对紧固螺栓的安全锁紧至关重要,锁片孔的加工质量可影响螺栓长时间的锁紧。现有同行业锁片孔加工工艺的质量不稳定且操作复杂,为解决这一难题,我公司自主创新了新的核电站轴封主泵外导流管的加工工艺方法,采用非标L型角度头与数控加工中心相结合的方法并取得成功,新研发的工艺方法具有低成本、高精度、数控加工等优势且取得满意的工艺效果。     

浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依赖国外引进。核主泵的国产化,是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将进一步促进我国核电事业的快速发展。本文通过对当今世界核电主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理主要发达国家发展核电主泵的历程,建议培育我国核电主泵的自主设计能力、自主制造能力和自主试验验证能力。提出只要认认真真学习,掌握先进技术,扎扎实实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

核级泵类设备不符合项管理浅述

通过对核安全法规包括HAF 003及IAEA50-C-Q、相关核电厂的管理程序中不符合项定义的对比,解读不符合项的内涵。基于核级泵的材料特性以及制造工艺特点,结合驻厂监造过程中的经验,提出核(安全)级泵不符合项管理的思路及核(安全)级泵不符合项管理中应注意的问题。     

核主泵导叶体在高温工况下的结构力学分析

为验证核主泵导叶体在高温工况下的结构完整性,通过水力模型试验测得叶片压力分布,从而优化叶片压力场。导叶叶片顶部到叶片根部压力趋势为线性梯度,沿圆周方向无压力梯度。提出了模型泵叶片与真机间的压力换算,以模型试验测得模型泵叶片压力,通过模型泵与真机泵之间的轴向力比值及转矩比值分别计算轴向力载荷有效系数及转矩载荷有效系数,进而计算获得轴向力与转矩载荷下叶片压力,导入ANSYS软件计算导叶体轴向力F_(sh)与转矩M_c在载荷下的最大应力及变形量。通过计算导叶体在设计寿命内经受的载荷周期循环,引入海夫Haigh图谱,通过材料极限疲劳试验评定导叶体在极限载荷工况下的疲劳极限值;优化了导叶体的加载工况,计算出轴向与转矩载荷下最大应力值的疲劳失效安全系数,从而确认疲劳安全性。     

非均布导叶对核主泵模型泵性能及压力脉动的影响

为研究核主泵模型泵导叶非均布对于其外特性及压力脉动影响,分别采用SST(剪切应力输运)k-ω湍流模型和分离涡模拟方法对泵内部流场进行了三维定常和非定常数值模拟,得到两模型泵外特性曲线和内部压力脉动情况,并对压力脉动进行时域频域分析。结果表明:采用特定形式的非均布导叶可以改善出口流动,提升模型泵多工况性能;导叶非均布对于泵内不同区域压力脉动影响不同,但其改变了由动静干涉产生的脉动频率分布,削弱了脉动幅值,有助于降低泵的振动和噪声,提高核主泵的安全性。     

蜗壳形状对高速部分流泵(切线泵)性能的影响

分析了基于Navier-Stokes方程和Spalart—Allmaras湍流模型流动分析高速部分流泵（切线泵）的可行性。根据提出的方法,对同一叶轮与不同蜗壳匹配的两个高速部分流泵模型利用Fluent6．3．21软件进行数值模拟,对计算结果进行对比分析,提出了开式叶轮与矩形截面螺旋型蜗壳搭配有利于提高高速部分流泵的关死点扬程,使其H—Q性能曲线有更好的平坦度以及略能提高部分流泵效率。并对提出的结论做了相关的内部流场分析。     

核主泵用流体静压型机械密封耦合模型与性能分析

采用商业有限元软件建立了核主冷泵用流体静压型机械密封动、静环组件的非线性二维轴对称有限元模型,通过对接触状态的分析给出了合理的动、静环简化边界约束条件,基于此建立了热弹耦合数值模型,对雷诺方程、能量方程、热传导方程进行耦合求解,证明了所建立模型的正确性,并对静环端面尺寸参数进行了优化设计。为保证良好的稳态密封性能,计算结果推荐静环端面的锥角在300～350μrad范围内选择,台阶半径Rm在0.120～0.125m范围内取值。