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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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《机械设计与制造》2015,(11)
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。 相似文献
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核主泵备用机械密封材料的摩擦性能研究 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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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。 相似文献
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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. 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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