CPR1000核电机组主泵动平衡的一次加准方法研究及应用

受核电站一回路复杂运行工况的影响,一回路冷却剂泵(下称"主泵")经常发生振动高的问题,现场动平衡是解决主泵振动问题的重要手段,也是影响和制约核电站机组启动上行的关键因素之一.通过对大量同类型主泵动平衡数据的总结,提出了主泵动平衡的一次加准方法.该方法给出了 CPR1000机组主泵动平衡中加重质量、加重角度和残余振动的计...     

核电站立式泵组结构共振叠加摩擦故障的诊断分析和治理研究

立式长轴深井泵由于其导轴承位于筒体内部，无法安装振动传感器，从而使其发生故障后不能及时发现。本文通过对某核电站大型立式泵组导轴承故障引起电机振动突然增大的振动故障进行了数据分析，识别出振动异常信号产生的原因，研究了结构共振叠加导轴承摩擦故障的信号特点，为核电站同类型泵组的振动治理提供参考。     

核电厂用变频泵振动故障分析及治理

某核电厂在调试过程中一台变频泵发生了某一频率范围内振动大的故障。振动大不利于该泵的长期运行，为此进行敲击试验得出该泵固有频率，并由振动频谱分析确定该泵为结构共振。利用结构共振理论给出了改变电机支架刚度或质量并通过有限元分析计算后调整固有频率的方法，使得变频泵在振动故障治理后振动明显变小且最终符合要求，为转动设备的故障诊断提供了重要参考。      

反应堆主泵现场动平衡

核电站反应堆主泵是一回路的关键设备，其设备状态的优劣将直接影响核电站的安全和运和。本文描述了大亚湾核电站在反应堆主泵发生振动高的异常情况下，通过频谱分析和诊断，确定为不平衡故障，最终采用现场动平衡法进行处理，使主泵振动状态恢复到良好水平的过程。     

VVER-1000型核电机组国产主给水泵组系统振动分析治理

本文详细介绍了国产主给水泵组在调试过程中出现管系、阀门、泵机组振动现象,针对振动超标问题进行了详细的原因分析,通过严格完善设计支架的施工、完善管系设计优化、低位布置最小流量阀方案消除水锤造成的汽阻现象,解决了泵组不对中及基础移位现象;通过增加弹性基础强度降低泵组固有频率、增加电机平衡配置块、消除了基础的共振,振动治理过程及验证的技术管理总结,为国产主给水泵在弹性基础组合结构的施工提供了良好借鉴,表明我们已掌握了弹性基础泵组的施工及振动治理技术。     

核电厂立式泵电机多故障耦合振动问题的处理

某核电厂立式水泵配套电机存在两径向方向振动差异大、启机后振动缓慢上升的振动现象,为解决该问题,本文利用频谱分析、固有频率分析、相位分析等方法进行故障诊断,判断出该配套电机存在结构共振、转子热弯曲、动不平衡的耦合问题,并最终通过调整螺栓及现场动平衡方法成功解决了振动问题。      

秦山第三核电厂1#机组3#主泵振动处理

秦山第三核电厂1#机组3#主泵在启动和运行期间振动较大。为查找主泵振动大的原因,进行了4个方面主要参数的测量:旋转机械振动在线测量、主泵模态试验、主泵现场振动测量和主泵热位移测量。在分析现场测量数据的基础上,诊断出主泵振动大的根本原因,同时提出主泵振动处理的改造方案。方案实施后,振动有了大幅度降低,消除了长期困扰主泵振动的报警缺陷。     

三轴承支承主泵振动特性研究

根据已有运行经验,分析100D型主泵典型异常振动现象,建立基于立式转子-轴承系统动力学理论的物理模型,剖析该型主泵的振动特性。结果表明,100D型主泵受立式结构、三轴承支承方式、轴封水等影响,在稳定运行工况下,轴系振动基本稳定;在受外界扰动影响或瞬态工况下,轴系振动稳定性较差且振动变化趋势呈现出一定非线性特点;为维持主泵安全运行,需要在热停堆平台通过提高轴系动平衡精度等方式将主泵振动降低到尽可能低的水平。     

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。     

核主泵压力脉动及其诱导振动研究进展

文章综述了近十年来我国大功率核主泵工质流动结构、特别是非定常流动特性与压力脉动之间的关系,以及压力脉动诱发振动方面所取得的研究结果。主要总结了核主泵常规压力脉动和异常压力脉动行为、压力脉动产生的微观机制、压力脉动对振动影响及其抑制方法等研究进展。通过核主泵模型试验结合最新发展的流体动力学数值模拟计算,描述了叶轮与导叶间动静干涉的物理过程,确定了设计的正常工况、异常工况、制造特征参数的影响作用。揭示了压力脉动与振动的相干规律,提出了减少和抑制核主泵压力脉动诱导振动的有效措施。     

核电厂仪表管道振动疲劳耐久性能改进研究

针对役前及初始运行期间核电厂出现较多的仪表管道振动疲劳断裂问题,设计了两套不同规格及焊接方式的、端部带有集中质量的悬臂管道试验件。对试验件开展了宽带随机耐久试验,分析了试样振动交变应力幅、频率响应特征及疲劳寿命,结果表明,通过采取增大管道外径和壁厚、改变焊接形式等措施,能够显著改进结构低频共振、试样振动疲劳寿命分散性较大等问题,显著提升管道结构的振动疲劳耐久性能。     

田湾核电站3、4号机组主给水泵2倍频振动原因分析与处理

田湾核电站3、4号机组电动主给水泵在调试过程中发生二倍频振动现象,经模态测试发现二倍频与泵本体三阶固有频率相近;通过对泵本体底座加固调频,提高了泵本体三阶固有频率;经泵组带载试转,泵组轴承座振动明显降低,加固调频取得较好的效果。      

CPR1000机组100D型主泵振动故障诊断

CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议,为主泵安全稳定运行提供参考。      

核电厂上充泵汽蚀诊断及整治研究

研究压水堆核电厂卧式12级单吸中开筒袋式离心上充泵(RHM100-205.12)汽蚀的典型振动特征、产生原因及解决方案。上充泵上充工况运行时存在异常振动波动且波动幅度超过国标规定的报警值。监测发现上充泵的振动时域信号中存在明显瞬间冲击,频域信号中存在叶片通过频率等谐波分量与宽带噪声,诊断首级叶轮处产生汽蚀,大修解体检查确认首级导叶顶部叶片前缘处被汽蚀严重破坏。上充泵汽蚀的产生,主要原因是汽蚀安全余量k值偏小。现场试验表明改变首级导叶叶片前缘与叶轮叶片尾缘间径向间隙能极大影响汽蚀程度,可用于提高k值。将间隙扩大1 mm后,汽蚀破坏显著改善。研究表明:监测RHM型上充泵入口侧垂直方向振动测点的典型振动特征可简易诊断汽蚀故障;扩大首级导叶叶片与叶轮叶片间径向间隙能有效缓解汽蚀。     

CPR1000上充泵的轴功率优化及水力性能研究

通过分析CPR1000上充泵水力性能试验，发现导流体进口面积较大是轴功率偏高的主要原因，采取在各级导流体进口隔舌处焊接筋板的措施来改善上充泵水力性能。同时，借助有限元软件Ansys CFX对修改后方案的上充泵内部流场进行数值模拟，并与修改方案前实测的水力性能数据对比，然后对上充泵水力性能进行试验验证研究。结果表明，上充泵的轴功率控制在650 kW以下，可达到满足鉴定试验大纲及技术规格书的要求，提高了上充泵的安全性和可靠性。      

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。     

COSINE软件包组件参数计算程序LATC共振模块研制与验证

共振计算在反应堆物理计算中具有非常重要的意义。本文基于压水堆组件的特点,开发了用于LATC组件计算程序的共振模块。该共振模块采用成熟的等价理论模型,首次碰撞概率采用二项有理近似,可读取WIMSD格式和WIMSD改进型格式的多群截面数据库,同时可直接提供用于LATC输运计算的宏观截面数据。针对程序运行过程中涉及的大量截面数据计算与传递,对数据存储结构进行了优化,使计算速度有较大提高。基于LATC组件程序对该模块进行了初步验证分析,并与组件程序DRAGON进行了比较,初步数值结果表明共振模块有良好的计算精度,能满足当前轻水堆组件设计的要求。     

人工智能化学诊断技术在核电厂的应用

人工智能化学诊断技术通过水化学数据的采集和处理，诊断监测仪表和设备在运行中的故障，有助于减少由于蒸汽发生器传热管腐蚀破损和其他原因引起的核电厂停堆时间     

高温气冷堆出口连接管束的流致振动研究

基于实验和数值模拟分析,以高温气冷堆蒸汽发生器传热管为对象,研究了流体攻角和截面圆角半径对带圆角的矩形截面柱（简称圆角方柱）旋涡脱落共振和驰振的影响,得到了不同攻角和不同圆角半径下圆角方柱的绕流特性,包括斯特劳哈尔数（St）和升阻力系数。研究结果表明,随着圆角半径的增大,结构的St增大,旋涡脱落共振对应的流速降低,同时驰振力系数逐渐增大,结构发生驰振的临界流速降低,但发生驰振失稳的攻角范围有所减小。本文研究为高温气冷堆蒸汽发生器传热管束矩形截面结构的流致振动设计提供了重要的依据。     

屏蔽式冷却剂泵的减振降噪测试分析

对核动力装置屏蔽式冷却剂泵的减振降噪进行了测试与分析。通过现场测试和数据处理分析，不仅识别出各部件的振动频率，获得了各部件振动测量面上平均速度有效值的平方占全部振动有效值的平方和的百分比(能量比)，同时发现了轴承部件的故障，还进行了温度和流量对辐射噪声影响的研究。