主泵轴承上部漏油原因分析研究

反应堆冷却剂泵(主泵)推力轴承与径向轴承上部在出厂试验期间发生润滑油泄漏。以主泵轴承结构为依据,应用三维建模软件建立轴承上部润滑油泄漏流动区域三维实体模型,使用计算流体力学软件(CFX软件)获得润滑油的泄漏流量和压力分布。数值计算结果表明:漏油成因为甩油环设计不合理,回油孔径太小,浮动密封安装间隙值过大。最后提出设计改进方案并在试验中进行验证。     

某核主泵机械密封低压泄漏率高根本原因分析

某核主泵机械密封发生多次低压泄漏率高事件,严重影响主泵安全稳定运行,通过机械密封解体检查,发现这多起机械密封故障是共模故障。本文对机械密封低压泄漏率高典型事件进行了根本原因分析并提出了机械密封改进建议,对机械密封静环导套进行修复,主系统泄漏量下降近一半,取得了良好效果。     

1080 MW核电厂主泵轴封浮动O圈失效试验研究及优化

国内某1080 MW核电厂机组在第103大修中发现,核电厂反应堆冷却剂主泵（简称主泵）流体动压轴封性能在运行周期末退化,且3台主泵均有此共性问题。监测数据反映低压泄漏高于正常水平,3#密封腔压力下降了15%。为了找出该共性问题的原因,建立了一套完整的试验装置。通过设计多种几何维度的三级静环组件浮动O圈,提高三级密封静环组件的追随性。对浮动副密封的摩擦力进行了交叉测量。三级静环导环增加涂覆并开展了摩擦力测试和耐久试验。结果表明,原始设计的浮动副密封摩擦力大于300 N,更新设计后摩擦力减小到低于100 N,主泵轴封泄漏量降低了11.7%;之后,开展了总共500 h的耐久试验,记录了试验前后密封性能数据和3#静环导环表面粗糙度值的变化。试验数据表明,优化后的浮动副密封设计可以提高RCP轴封可靠性。      

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

基于源项法的闭式回路架构对主泵性能影响的分析研究

传统的主泵流动分析平台多为简化的开式流路,与真实闭式回路运行工况存有较大差异。为探究主泵在真实回路中的流动特性与机理,以包含密封口环间隙的主泵全通道水力模型为研究对象,采用源项法进行稳态、瞬态计算分析研究。稳态计算结果表明:闭式循环回路中形成漩涡流态,致使主泵进口处发生预旋,产生入流畸变,导致湍动能有所增加,能量分布不均匀;瞬态计算结果表明:相较于开式流路,闭式回路入流畸变带来流场压力、速度、湍动能、压力脉动等特性的变化,导致泵体扬程、效率均有所下降,所受径向力、轴向力增大。闭式循环回路架构针对主泵流动性能的分析更接近真实流动。      

方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。     

非对称压水室对CAP1400主泵性能影响的分析研究

压水室作为主泵的边界,不仅承担着压力而且还是周向流出的导叶与单向流动的管路之间的唯一桥梁。为探究压水室对整机性能的影响,以CAP1400的1:2.5缩比模型为目标,提出了一种关于主泵非对称压水室的设计方法,并设计出4种不同几何尺寸的非对称模型。借助计算流体动力学（CFD）数值方法,得到含有口环间隙的核主泵全三维模型的内部流场、外特性及瞬态载荷信息。通过对比分析获得结论:4种非对称压水室模型将上盖板处径向载荷减小60%以上,使叶轮及总径向载荷的主频幅值减小13%以上;在保证径向载荷有明显改善的同时,还能有效提升泵体效率和扬程,前者改善更为明显,提升范围为0.57%~0.83%。      

动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响

为了研究动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响,以钠冷快堆二回路泵原型样机为研究对象,基于剪切应力传输（SST）k-ω湍流模型,对5种导叶进口直径下的模型泵进行非定常数值计算,其中不同模型对应的动静叶栅相对间隙（s）分别为3.030%、4.545%、6.060%、7.575%和9.090%。获得了不同s的模型泵导叶流道区域的压力脉动特性及作用在转子上的径向力特性,分析结果表明:s为7.575%的模型泵,其扬程（H）和效率（η）均为5种模型中最高;导叶流道内各测点的压力脉动主频均为叶轮叶片通过频率,且各测点的叶频处压力脉动幅值沿导叶进口至出口方向逐渐降低;随着动静叶栅间隙增大,各测点处压力脉动及转子所受径向力脉动的叶频处幅值均逐渐降低,且高频脉动成分发生衰减;同时,转子所受径向力矢量大小和方向的波动性也逐渐减弱。      

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。      

转子悬臂比对核主泵水力振动的影响

为研究转子悬臂比对核主泵水力振动的影响规律,针对CAP1400核主泵,在其他几何参数均给定的条件下,通过改变泵轴的悬臂比,设计了25个模型方案。应用多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型对核主泵流体域进行了计算,采用单向流固耦合方法,分析了核主泵叶轮叶片的应力、应变在不同悬臂比、不同工况下的变化规律,并在有预应力和无预应力情况下,对不同悬臂比的核主泵进行了转子动力学特性研究。结果表明：当泵轴伸出端长度一定时,核主泵叶轮叶片的应力、应变及转子系统的前6阶固有频率与悬臂比的相关性不强,但对工况变化的敏感度较高;相同工况下,核主泵叶轮叶片的最大变形量随悬臂长度而增大,但不随悬臂比而变化,最大应力不随悬臂长度及悬臂比而变化;流固耦合作用能降低转子系统的固有频率,且降低幅度随阶数的增加而减小。     

深槽型主泵机械密封液膜特性分析

采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法,针对某新型核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）机械密封的6种密封面方案进行分析研究,对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明,6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计,其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号;带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命,但同时带来了更高的低压泄漏率。      

Numerical study on rotordynamic coefficients of the seal of molten salt pump

Molten salt pump is applied to pump high-temperature molten salt as the primary coolant of a molten salt reactor.The pump,generally a vertical rotor system,suffers from radial force generated by the liquid seal component,and the rotordynamic characteristics of the pump are affected considerably.In this paper,the rotordynamic coefficients of the tooth-on-stator liquid seal in molten salt pump are studied.The flow in the seal region is simulated using computational fluid dynamics technique.Parameters of the inlet loss and the pre-swirl at the inlet region of the seal are calculated.The coefficients of resistance and the wall parameters are obtained from the simulation results by data fitting method.The rotordynamic coefficients are analyzed based on the bulk-flow model of liquid seal.The rotordynamic characteristics,with and without the liquid seal,of the objective molten salt pump are inspected.The first critical speed of the rotor is found to increase.Harmonic analysis shows that the pump,being sensitive to unbalance force though,can operate safely under its design specifications.     

核电厂屏蔽主泵Canopy密封环钻孔疏流装置设计与研究

针对国和一号（CAP1400）、非能动先进压水堆（AP1000）核电机组屏蔽主泵拆装过程中残余放射性冷却剂如何导出的问题,研制了Canopy密封环钻孔疏流装置,并在试验台上进行了钻孔疏流试验。试验结果表明,Canopy密封环钻孔疏流装置密封效果达到了预期效果,未出现冷却剂外泄;刀具及切削参数选取合适,碎屑为细小碎片状,可随冷却剂一起导出;整套系统结构紧凑,工艺控制简单,能够实现远程控制的功能需求。      

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

To study the distribution of the flow and temperature field in a type of hydrodynamic mechanical seal of a nuclear reactor coolant pump, a three-dimensional model of the mechanical seal and the seal chamber is established based on the software Pro/E. The N-S equations and energy equation coupling with the k-ε turbulence model are solved based on ANSYS Fluent. The heat generation between the mechanical seal rings and the heat transfer distribution in the sealing chamber is studied. The fluid flow and temperature field of the mechanical seals is analyzed. The results show that the pressure distribution of the mechanical seals is divided into the high-pressure zone and the low-pressure zone by the sealing end face. The liquid film pressure in the mechanical seal end faces gradually decreases from the outer radius to the inner radius. The highest temperature appears at the sealing face, and the temperature decreases gradually away from the sealing face. The viscous heat in the liquid film is transferred away through the seal rings and the heat convection of the fluid flow in the sealing chamber. The pumping ring of the mechanical seal strengths the heat convection of the end faces.     

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

为研究某型号流体动压型核主泵机械密封流场和温度场的分布规律,使用Pro/E软件建立了机械密封环及密封腔的三维实体模型。采用k-ε湍流模型,基于ANSYS Fluent软件求解了纳维-斯托克斯（N-S）方程和能量方程。研究了密封环生热与密封腔散热的规律。分析了流体流动与温度变化趋势。结果表明:该型核主泵机械密封的压力以密封端面为界,分为高压区和低压区。在密封端面液膜压力由外径到内径逐渐降低。最高温度出现在密封端面处,由密封端面向外温度逐渐降低。液膜粘性剪切热通过密封环的热传导及腔内流体的对流换热作用而带走。机械密封的泵送环强化了端面热量的散失。      

核主泵流体动压轴封副密封摩擦特性与寿命的试验方案研究

副密封处的摩擦性能与寿命是影响核主泵流体动压轴封寿命的关键因素，为了研究副密封处的长期运行寿命，建立了高频往复试验装置，以模拟副密封处在高压介质条件下的往复运动，获取了副密封处O型橡胶密封圈与对偶金属件在频率提高、位移幅值增加和介质压力提高3种工况下的摩擦力变化数据，结果表明：核主泵流体动压轴封副密封在正常运行工况频率为25 Hz、幅值约为30μm及介质压力为5.3 MPa时处于微动弹变状态；基于正常运行工况提高频率，在不超过300 Hz时副密封处的摩擦特性基本不会改变，但超过500 Hz时摩擦特性会明显变化；基于正常运行工况增加幅值和提高介质压力，副密封处的摩擦特性也基本维持不变。可见，在300 Hz以下提高频率对副密封寿命的影响可按线性增加考虑，能有效降低寿命验证时间。     

核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究

为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性,通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性,建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学（CFD）方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟,得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明：卡轴时间越短,核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈,事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为0 r/min时为节点,在卡轴时间为0.1、0.3、0.5 s三种卡轴工况下,流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%;核主泵扬程达到反向极值,分别为正常运行时的-137.7%、-87.4%、-56.9%;叶轮叶片两侧压力差值达到最大,分别为1.34、0.73、0.47 MPa,且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区;叶轮所受轴向力达到反向极值,分别为正常运行时的-159.3%、-96.5%、-65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。     

CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究

为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明：核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。