混流式主泵模型泵内部流场压力脉动特性研究

采用ANSYS-Workbench与CFX实现的流-固热双向耦合技术对主泵模型泵内部流场的压力脉动进行数值模拟分析,研究了流-固热耦合作用下反应堆冷却剂泵(简称"主泵")叶片的压力脉动特性。根据压力脉动时域和频域情况,探讨产生压力脉动的主要原因,同时对不同流量下的压力脉动情况进行对比。叶轮进出口、导叶中间和导叶出口4个截面的压力脉动幅值从轮毂到轮缘均升高;叶轮进口和出口的压力脉动主要由叶轮转动频率决定,随着流体不断远离叶轮,叶轮对流体压力脉动的影响逐渐减弱;对比不同流量工况结果,设计工况的脉动幅值最小。     

900MW核电机组主泵泵体射线探伤工艺简介

介绍了岭澳核电站主泵泵体制造过程中的射线探伤工艺过程,包括对胶片、象质计及底片的要求、直线加速器透照工艺、底片冲洗及黑度要求以及缺陷评定和验收标准,以期对我国今后百万千瓦级主泵泵体的国产化有所裨益。     

核主泵启动过程压力脉动和径向力研究

为研究核主泵启动过程中压力脉动和径向力的变化规律,根据AP1000启动过程的物性变化规律及参数设置,采用统计学方法对泵内无量纲压力脉动强度进行描述,采用频谱法分析了叶轮径向力。结果表明:导叶流道的压力脉动强度明显强于叶轮流道,随工作温度升高,强度递减;叶轮和压水室的压力脉动强度较弱,随工作温度升高,呈现不规律变化;叶轮径向力在叶频的1倍频和2倍频的脉动幅值较小,随工作温度升高,呈现不规律变化;而叶轮径向力在5倍频的脉动幅值最大,且随工作温度升高,其值递减;核主泵偏离设计工作点运行于常温下会导致导叶流道压力脉动增强,导致主泵的径向振动增强。     

基于CFD数值模拟的复合叶轮核主泵压力脉动特性研究

为了降低核主泵在不同工况下运行时的压力脉动,采用数值模拟对核主泵3种不同进口直径的短叶片进行对比。结果表明：短叶片进口直径的改变并未改变叶轮的主频,但随着短叶片进口直径的增加,背面高频值逐渐减小,而工作面高频值却逐渐增大。在小流量工况下不同进口直径的短叶片的压力脉动幅值均较大;在设计工况下叶片背面各监测点在低频区与高频区域的波动能量明显大于叶片工作面各监测点在低频区和高频区的波动能量;大流量工况下叶片背面附近各监测点的低频区带宽及高频区的脉动能量明显增加,叶片工作面附近各监测点的脉动幅值出现较大的增加,短叶片背面附近各监测点的脉动幅值明显高于长叶片背面的脉动幅值。分析结果表明：短叶片进口直径为0.72D₂时,压力脉动在各种工况下运行最小。     

压水堆核电站主泵的装配技术和管理

反应堆冷却剂泵（简称主泵）是核电站的关键设备。本文介绍了压水堆核电站主泵的装配结构、装配流程及装配的技术关键点,通过对装配中问题的总结分析,找出了影响主泵装配进度和质量的主要因素,并采取加强装配计划管理、合理安排组织分工、做好装配前技术准备、建立应急处理渠道等措施,有效地提高了装配质量和效率,可为其他核电项目主泵装配管理提供经验参考。      

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。     

基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断

研究了基于主元分析的故障诊断方法，在对某核电厂主冷却剂泵的故障诊断仿真实验中，建立了15个测量参数异常情况的故障特征方向库。通过对实测数据进行分析，证明此方法用于核电站的主冷却剂泵的故障诊断是可行的。     

屏蔽式核主泵动静转子间的压力脉动特性

为了研究屏蔽式核主泵动静转子间的压力脉动特征,应用数值模拟方法,采用分离涡模拟（DES）,对模型泵不同流量工况进行非定常计算,分析其时域特征和频域特征,得到了其压力脉动特性。结果表明：核主泵模型泵动静转子之间压力脉动的频率为叶频及其倍频,这是由于叶轮出口边的射流尾迹与导叶入口边周期性的相互切割作用引起的。压力脉动的波动幅度在蜗壳出口处最大,且沿逆时针方向逐渐减弱;在小流量下较小,随着流量增大,其波动幅度增大。动静转子间存在低压流体区域,其数量与叶轮叶片数相同,传播速度与叶轮转速相同。     

秦山核电二期工程主泵轴密封及保障其完整性而采取的措施

本文介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵(简称主泵)轴密封的功能、特点、流程、测量、危急运行、故障分析以及保证轴密封完整性而采取的措施.这些措施包括配备应急柴油发电机、配备气轮机驱动的水压试验泵、采用耐288℃高温的O形圈.     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

秦山核电厂300MW压水堆压力壳设计

本文从反应堆压力壳的功能和要求出发,介绍了设计参数和规范、结构设计、设计特点、应力分析和质量保证等方面的内容。     

核电厂主泵轴振异常分析

为解决某核电厂主泵轴振报警问题，对异常现象进行了原因诊断和现场验证。采用对比分析、频谱分析、轴心轨迹分析方法对主泵轴振异常进行研究。分析表明:泵轴振动大于电机轴振动，相同位置测点在水平面内2个不同方向振动基本相当。电机轴Y向振动异常为电缆屏蔽层损坏导致，振动传感器线缆安装宜使用如麻绳等较为软质的材料进行绑扎固定。泵轴振动异常为泵轴存在较大涡动和较高基频成分引起。在泵轴出现较明显的涡动现象时，可提高轴封水抑制泵轴的涡动，以降低泵轴振动。      

秦山一期30万千瓦机组热功率下降分析

文章介绍了秦山一期30万kW机组第17循环热功率异常下降的现象。通过分析,确定了其原因是主给水流量孔板的测量特性偏差所致。为了确保在本循环剩余的时间内反应堆安全稳定运行,对后续时间的运行功率进行了预测,并制定了相应的管理应对措施。     

数字化核电厂主控室操纵员班组行为研究

核电厂主控室数字化后将引起班组交流合作等一些列变化,但以往针对班组的研究较少且主要以经验研究为主,较少有实证研究,以致在进行人因可靠性分析（HRA）时难以恰当引用或修正行为形成因子。本文使用行为分析软件以模拟机培训中一个班组为研究对象,首次从行为分析的角度研究了数字化后主控室班组行为特征和组织结构的有效性。对班组成员在一次事故培训中的交流行为进行了统计分析,研究结果表明,数字化后操纵员班组为一个分工明确、层次清晰的组织结构。      

核电主泵轴瓦磨损原因分析

核电主泵释热率持续上升,经检查发现主泵轴瓦局部瓦面发生严重磨损。为了分析轴瓦面磨损的原因和情况,本研究对轴瓦进行物理性能测试,并采用Archard公式对磨损程度进行定性分析。研究结果表明,渗硅石墨轴瓦的线膨胀系数偏大,使液膜厚度减小,易导致液膜破坏,且不利于轴瓦冷却;轴瓦材料分布不均易磨损产生微粒,及液膜中含气量上升,使轴瓦间空蚀现象加剧,局部液膜破坏导致干摩擦。分析表明,主泵运行期间,只有保持连续液膜的完整性,才能避免轴瓦出现磨损。      

秦山300MW核电机组主冷却剂系统汽相破口模拟实验

介绍了在秦山３００ＭＷ核电机组全范围模拟机组上进行的主冷却剂系统汽相破口模拟实验及其结果。通过实验结果与设计分析计算结果的比较，找出异同，为此类事故处理提供指导。同时，进一步探索了秦山民厂发生此类事故时的电厂响应；处理此类事故的较好方法以及事故处理过程中的关键点。     

有关核电厂主给水系统设计的探讨

介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。     

主泵提升装置在核电厂NCC&CFT的应用

简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR100)核电厂一回路冲洗试验(NCC)和冷态功能试验(CFT)中主泵的安装调试现状。在核电厂主泵电机缺位的情况下,对主泵转子提升装置进行了使用试验,结果表明该提升装置安全可靠、性能优异,可推广至CPR100及欧洲先进压水堆(EPR)核电厂项目建设,以降低施工风险。