浅谈1000MW核电站用余热排出泵

核电是目前世界上最具发展前景的能源,大功率机组的核电站更是发展趋势。核电用泵是核电站的关键辅机,依据可靠性要求程度和泵的作用核电用泵分为核一级、核二级、核三级泵,其中余热排出泵属于核二级泵,而且是唯一一种位于安全壳内的核二级泵。本文简介1000MW核电站用余热排出泵的技术特点、性能要求及技术难度。     

某核电厂余热排出泵水力性能偏差问题分析与处理

针对某核电厂余热排出泵在现场调试期间出现的小流量工况下流量-扬程曲线与出厂性能曲线偏差较大问题,通过现场调查,运用流体力学相关理论,进行原因分析和计算修正,并结合相关国标进行了实例验证。结果表明,该现象是由于泵入口测压点布置不合理、小流量工况下液体在泵入口管段预旋产生的压力测量偏差所导致,经过修正计算后的结果符合实际情况。     

核电站余热排出泵轴承体的受热分析

余热排出泵是核电站中核岛安全停堆的重要保障,而轴承体又是余热排出泵的安全稳定运行的关键部件。应用传热学理论,分析了轴承体的受热状态,结果表明余热排出泵内高温流体的热量通过泵轴传递到轴承体,再加上轴承的高速旋转摩擦产生的热量,使轴承体的温度过高,影响轴承体的安全稳定运行,须采用循环水进行冷却。根据传热学和能量守恒原理,分析了循环冷却水量与出口水温的关系,为循环水量的确定提供了参考。     

核电站主泵法兰连接螺栓超声检测控制系统设计

传统手动超声检测系统效率低、漏检率高,制约了主泵法兰连接螺栓检测业务的发展,为此设计研发了主泵法兰连接螺栓在线自动超声检测系统。介绍了该超声检测系统结构组成、功能应用及相应的控制策略,通过采用PC机+Galil卡的分布式控制方式,以图形化编程语言LabVIEW编写系统控制软件,实现伺服电机的控制和扫查路径规划。试验证明,该系统具有良好的操作性,能有效提高主泵法兰连接螺栓缺陷的检出率和定位精度,可适用于其他大型螺栓的超声检查,具有广泛适用性。     

三代非能动核电站余热排出泵转子临界转速分析

以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。     

三代非能动核电站余热排出泵转子临界转速分析

以三代非能动核电站正常余热排出泵转子系统为研究对象,建立泵转子及泵机组的有限元模型,采用耦联计算得到转子系统的第一阶临界转速为1 872r/min,比通过解耦计算得到的结果小8%,其结果更加接近实际。分析结果表明,转子第一阶临界转速大于泵工作转速的20%,满足规范书的要求。     

核电站泵类设备螺栓断裂问题处理方法及预防措施

核电站泵类设备螺栓质量问题近几年频发,本文以某核电站某核2级泵底板联接螺栓断裂为案例,展开讨论核电泵类设备螺栓断裂问题的处理方法及预防措施的分析研究.本文旨在归纳总结出适合螺栓断裂问题的处理思路及分析方法,提出检测螺栓氢脆断裂的主要步骤,通过故障树方法逐一排查螺栓失效原因,综合考虑相关理化、力学、金相等检测结果及预载荷...     

核安全二级余热排出泵分析报告

余热排出泵是核电站余热排出系统(RRA)的组成部分,列述了余热排出泵的主要功能和特点、余热排出泵的性能参数、泵的水力设计、结构设计以及各细节设计,概述了主要研发特点。     

AP1000核电站余热排出热交换器的抗震性能分析

建立了核电站余热排出热交换器的动力模型,通过管梁单元、集中质量单元、弹簧单元及刚性梁连接单元等较准确地模拟了设备结构的动力特征,同时通过等效密度的修正考虑了液体及水动力附加质量的影响.通过反应谱动力分析和等效静力分析方法相结合,综合考虑了低阶模态的动态反应和高阶模态的静态反应,得到了安全停堆地震(SSE)工况下结构内的...     

核电厂余热排出泵承压件热冲击分析

采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态分析结果可知,在热冲击过程中,泵体内节点温度变化呈现了强烈的非傅里叶效应,从泵体内壁到外表面之间存在明显的温差,其温度梯度随时间增加而逐渐降低,并在6000秒后趋于稳态分布状态。在热瞬态分析基础上,采用结构分析模块对承压热冲击过程中泵体应力分布进行了分析,结果显示,该结构强度能够满足规范要求,但在路径4附近的结构强度偏小,还应进行进一步优化和改进。     

压裂泵液力端排出管汇螺栓失效分析

压裂泵液力端排出管汇连接螺栓在现场施工过程中发生异常断裂,通过观察和分析42CrMo双头螺栓断口的宏观及微观形貌,对其进行化学成分分析、力学性能测试、金相组织等分析断裂原因.化学成分和硬度符合要求,金相组织为回火索氏体.钢中非金属夹杂物含量低,材料纯净度良好.分析结果表明:螺栓的断裂属于疲劳断裂,疲劳起源于螺栓螺纹齿根...     

基于流固耦合的余热排出泵转子模态分析

核电用余热排出泵的可靠性至关重要。通过ANSYS的FSI功能对余热排出泵进行流固耦合分析,得到流体对固体的流固耦合作用力;应用ANSYS中的模态分析功能对余热排出泵转子无预应力下的模态以及流固耦合作用力和旋转离心力作用下的模态进行了对比分析。结果表明:流固耦合载荷力对转子固有频率的影响大于旋转离心力;在同时考虑流固耦合力和旋转离心力条件下,余热排出泵转子固有频率介于只考虑旋转离心力和只考虑流固耦合力的固有频率之间,且除第3阶外均小于无预应力下的固有频率。其中,第2阶模态的固有频率与无预应力相比更接近于激振频率。在预应力作用下,振幅有所上升。     

基于PumpLinx的余热排出泵汽蚀余量的仿真方法研究

阐述了汽蚀的原理与现象,提出了一种对核电厂用正常余热排出泵进行汽蚀余量仿真研究的数值模拟方法。对水力模型流体区域进行建模,并介绍了模型假设和简化、网格的生成方法、工作介质的物性以及数值模拟仿真计算方法。按ANSI/HI1.6离心泵试验要求进行仿真,通过对各流量点不同进口压力的扬程数据进行拟合计算,获得设计流量点、小流量点和大流量点扬程下降3%时的汽蚀余量NPSH3值。     

百万千瓦级核电站泵入口压力保护系统研究及应用

针对百万千瓦级核电站工程建设中分散控制系统(distributed control system,DCS)无法满足泵组启动时压力保护需求而发生气蚀的问题,通过分析核电站DCS的系统缺陷,基于逻辑控制电路原理,建立了由压力检测模块、信号延时模块、传输模块、电源模块组成的新型控制系统,实现了由压力开关传感器采集泵组入口压力异常信号,通过传输单元送至延时继电器处理后最终送入电气盘柜中以控制泵组的运行。同时设计了事故按钮,在事故情况下(例如泵轴承温度高时)能够手动迅速停止泵组的运行。最后在核电站泵组启动及系统运行期间进行了实测。研究结果表明,该系统能够在泵组入口压力或其他参数异常时自动或手动停泵,从而保证了泵组及系统的安全稳定运行,同时也节约了核电建造工期。     

IDH54型余热排出泵机械密封故障原因分析

针对某核电站IDH54型余热排出泵在一回路降压运行过程中机械密封发生泄漏的现象,分别从泵运行受到的轴向力、转子设计窜量、机械密封静环密封圈摩擦力等方面进行计算,对机械密封泄漏原因进行分析。对机械密封进行改型,经现场验证新型机械密封运行表现优秀,彻底解决了机械密封泄漏问题。     

基于有限元法的核电站余热导出泵泵体抗震分析

针对百万千瓦级核电站余热导出泵泵体的抗震分析难题,采用Pro/E软件建立泵体部件的三维实体模型,基于有效静力分析方法,利用ANSYS Workbench有限元分析软件对其泵体部件进行了抗震分析,获得不同地震载荷工况下的泵体应力分布情况,为泵体部件的进一步结构优化提供参考.     

电动压裂泵排出法兰断裂原因分析与预防措施北大核心CSCD

针对电动压裂泵排出法兰多次断裂,为了找到断裂原因并采取有效预防措施避免类似故障再次发生,对断裂的排出法兰进行化学成分、拉伸、冲击和金相分析检测,计算了排出法兰密封圈限位槽最小截面上顶点处等效应力,为101.12 MPa,并与其许用应力进行对比,计算得到许用工作静套压为323 MPa;使用SolidWorks Simulation计算了排出法兰的位移、应力分布以及疲劳寿命(大于13888 h)。结果表明,排出法兰最大应力位于密封圈限位槽最小截面上顶点处,其等效应力满足现场压裂施工一般工况下使用要求,排出法兰材料冲击功20 J,低于技术要求的27 J,水击现象使压强增加21.6 MPa;设计不合理和高压件安装不合理等多种因素共同作用导致疲劳裂纹扩展引起断裂失效。通过理论计算和排出法兰材料性能检测,找到了断裂失效原因并提出了预防措施。研究结论可为同类典型的可拆卸螺母锤接头总成结构的设计、强度分析和现场使用提供参考。     

AP系列压水堆核电厂余热排出泵试验台架CFD分析

热排出泵是余热排出系统的核心动力设备,其运行特性决定了整个系统的运行特性。由于边界条件的设置等因素,泵在系统中运行的性能可能与泵在独立的进行CFD分析时的性能不同。本文运用泵阀专业分析软件Pumplinx对AP系列余热排出泵试验台架系统的流体域进行建模,并加载离心泵、湍流和空化模型来模拟系统的工作性能。结果显示：系统级分析得到的流量扬程曲线相对单泵分析的泵额定流量-扬程曲线略有下降。     

泵法兰用金属缠绕垫失效问题研究

在某铜冶炼现场发生垫片失效事故,直接原因是泵进出口的突面法兰安装了不带有内外环的基本型柔性石墨金属缠绕垫,这不符合垫片使用标准的规定。为研究垫片失效的根本原因,对螺栓法兰垫片联接系统进行了热及结构的有限元分析。根据金属缠绕垫的压缩回弹特性,按照材料非线性进行基本型垫片的模拟。为研究内外环影响,采用线性化垫片模拟带有内外环的受力过程;为研究流体影响,通过CFD计算了法兰垫片间隙处过流的情况;为研究螺栓预紧力的影响,采用非线性垫片计算了过大螺栓预紧载荷下的情况。根据模拟结果,内外环对垫片的应力影响有限,流体过流对垫片的冲刷作用也很小,而当法兰螺栓预紧力过大时,升温后垫片应力会继续增加,热载荷在螺栓预紧过大时将对垫片产生额外附加载荷,这与现场运行一段时间后停机垫片失效特征一致,垫片失效的根本原因在于法兰联接螺栓预紧力过大。据此,现场施工中应强调力矩扳手的使用,加强对螺栓联接扭矩的安装指导,对设计中螺栓的等级使用应加强说明,对基本型金属缠绕垫的使用应严格限制。