核主泵高性能制造的可靠性分析方法

本文报告了大功率核主泵高性能制造的随机变量相关和失效模式相关的系统可靠性分析方法,针对核主泵关键部件推力轴承定位机构可靠度给出了计算示例。基于核主泵高性能制造的系统动力学和制造热力学原理,建立主要失效模式下随机变量相关的性能函数,采用一次二阶矩法计算关键零部件各个失效模式的可靠度。根据核主泵系统多物理场耦合作用的串并联关系,考虑不同失效模式之间的相关性,将系统可靠度计算转化为多维正态积分求解,通过微分等效递归算法降维计算系统可靠度。核主泵高性能制造可靠性分析结果表明,在随机变量相关情况下,失效模式独立近似的可靠度较失效模式相关的可靠度偏低,系统可靠性评估趋于保守。     

核主泵制造的基础理论问题研究进展

本文综述了国家重点基础研究发展计划项目"核主泵制造的关键科学问题"项目组在核主泵全工况超长使役安全评价理论、高放射性高温高压流体宏微流动规律及其流固热强耦合作用机理,以及核主泵过流表/界面洁整化理论等三方面所取得的基础理论研究结果。代表性地介绍了核主泵与强关联系统各要素间的交互作用机理,工况极端变化下特殊工质在过流部件内作用规律,密封和轴承的静态和动态特性分析方法,核主泵零部件表面污染产生机理及其对系统造成危害的作用规律,加工制造过程中零部件高表面完整性形成机理及工艺规划策略等典型结果,旨在为核主泵制造的关键技术创新与应用提供理论基础和技术支撑。     

核主泵端面密封类型的可靠性分析

本文首先对轻水反应堆的核主泵类型进行了分析,针对其核主泵的主要应用形式——轴封型核主泵进行了端面密封类型的介绍,再从可靠性的观点出发,分析了端面密封中核心零件密封环的失效形式。在分析的基础上,从可靠性角度分析了端面密封环的不同形式的失效模式以及定性可靠性指标。为开展和主泵的端面密封形式选择。     

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。     

空化模型热力学修正的核主泵空化研究

为研究核主泵的空化特性,基于ANSYS CFX软件,对现有Zwart-Gerber-Belamri空化模型进行热力学效应修正,在不同流量下采用修正前后的空化模型分别对模型核主泵进行数值计算,并将模拟值与试验值进行对比分析,验证了在核主泵空化发生时热力学效应修正的正确性。结果表明,未发生空化时,模型修正不具有明显影响,随着核主泵空化的加深,影响加大;模型泵空化性能的数值模拟预测与试验值趋势吻合,误差值在5.3%~9.6%之内,验证了空化数值模拟对核主泵工程应用中性能预测的可靠性;空化余量减小时,叶片低压区域从进口向出口扩张,随低压区域的扩张,汽泡填充整个流道,叶片载荷力降低,扬程下降。     

核主泵升速过程最高转速设定方法研究

为了得到CAP1400堆型主泵在提速升温过程中最高限制转速的设定方法,结合泵的第三相似定律和量纲分析,推导出轴向力和功率均不超过正常工作点的转速设定方法。参照主泵正常工作下的参数,求得AP1000和CAP1400主泵在启动过程中的最高转速设定值,其中AP1000主泵的计算值为87.5%n_0,略低于实际运行的设定值88%n_0。采用实验验证的数值计算方法对自主设计的主泵水力模型在不同设定方法下的轴向力和径向力进行计算。结果表明:参照轴向力的设定方法计算得到的轴向力小于正常工作值,与理论结果相符。     

AP1000核主泵的优化设计及试验研究

根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。     

核主泵主轴机械-热耦合疲劳分析

文章研究机械应力与热应力对核主泵主轴疲劳寿命的影响。机械应力分析表明,在正常工况下,单纯的机械荷载不会导致主轴出现疲劳裂纹。文章深入考察了主轴服役环境下的特殊载荷-热冲击导致的热应力。该主轴服役环境存在着一个十分明显的冷热水混合区域,由于该区域的存在使得主轴热应力发生较大程度的应力波动。研究热分析中关键的参数-对流换热系数的变化范围及规律,重点讨论了影响热应力的几个因素:对流换热系数、外界温度、热冲击时间。在温度场分析的基础上,得到了热应力的分布情况。热应力的波动是疲劳裂纹产生的最主要的原因。文章特别考察了对流换热系数对热应力的影响程度指出在一定范围内,减少对流换热系数可以有效地降低热应力从而提高主轴疲劳寿命。     

核主泵屏蔽电机内部水路三维流场研究

核主泵屏蔽电机是核电站核岛一次回路系统的重要组成部分,而屏蔽电机内部的冷却水的流动状态直接影响电机内的热量传递的效果。对此建立了一种屏蔽电机整机的三维流场模型。基于计算流体力学理论中的有限体积法,利用Ansys Fluent软件,以实验得到的额定工况时的一次水流速为边界条件,反演计算出屏蔽电机内部的流场速度分布。针对结果分别对屏蔽电机内的关键部位的三维流场进行了分析,得出屏蔽电机内部的轴向及径向速度分布规律。计算结果表明,在靠近旋转壁面处,水速较大,且沿轴向以螺旋线形式向上流动,在下飞轮、屏蔽套间隙流体沿径向速度梯度较大。该研究可为后续的温度场研究提供不同位置处速度分布和数值。     

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。     

核主泵机械密封故障溯源方法与验证

核主泵机械密封受结构限制而无法得到足够的监测信息,导致系统物理模型处于欠定义状态而无法求得定解,即不同部件(密封、节流盘管)的不同特性参数变化可能导致相近的监测结果无法区分。本文提出一种基于概率模型的分析算法,用于在机械密封运行中实时分析其健康状态、发生故障时及时报警并分析其原因。此方法以最大似然系统状态和故障事件概率两种形式给出分析结果。前者推算具有最大概率密度的密封、节流盘管特性参数,并重构系统状态;后者基于采样对用户关注的指定事件计算概率。采用某核电机组约1年时长的真实分压、流量数据对方法进行了检验,发现本文方法得到的结果与停机检修结论及真实监测所得的总低压泄漏量具有较好的一致性。这表明本文方法可有效对核主泵机械密封进行健康监测和故障溯源,具有较高的推广价值。     

核主泵空化过渡过程水动力特性研究

采用流场分析软件ANSYS CFX对核主泵在不同空化工况下的水动力特性进行数值模拟分析,利用Morlet小波变换和快速傅里叶变换对相应数据进行处理分析。结果表明：气体含量随压力的降低或时间的增加呈现出指数变化规律。在空化初生工况,核主泵扬程脉动频率以低频为主,叶轮流道内的压力脉动的主频仍以转频为主,而空化产生的压力脉动对主频的影响不明显。随着空化的发展,空化所诱发的压力脉动对主频、次主频及脉动幅值的影响越来越大,其扬程脉动频率以低频脉动为主。空化严重工况时,扬程脉动频率以无规律变化的脉动高频为主,同时包含近乎规律变化的脉动低频。     

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。     

核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究

为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明：变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。     

核主泵停机过渡过程瞬态水动力特性研究

为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明：叶轮出口涡量小于进口涡量,且叶轮出口涡量受叶轮与导叶动静干涉影响而呈大幅的周期性波动。在泵体与出口管交接处的涡量变化较大,与导叶出口方向相反方向处的涡量变化最大。对比3种停机惰转过渡过程中惰转模型可知,带惰轮惰转模型的径向力呈周期性波动逐渐减小;线性惰转模型与带惰轮惰转模型的径向力变化趋势类似,但其变化幅度少于线性惰转模型径向力变化幅度,t/T=0.6~1时,其径向力变化幅度接近零;常规惰转模型的径向力呈现不规律变化,t/T约为0.25时出现极大值,对核主泵的可靠运行产生较大影响。     

基于核主泵性能预测的数值模拟精度研究

为提高核主泵在全工况点的数值模拟精度,研究了数值模拟过程中近壁面网格尺度、湍流模型、流动状态3种因素对计算精度的影响。结果表明,在定常状态下,重整化群（RNG） k-ε湍流模型和标准壁面函数法在近壁面网格尺度（y+）为50左右时具有较高的计算精度,并且其计算精度高于RNG k-ε增强壁面函数法、低雷诺数k-ε和剪切应力传输（SST）k-ω这3种湍流模型的计算精度,但上述不同网格尺度和湍流模型的计算结果均存在较大的计算误差;采用非定常计算时的计算精度明显高于定常计算,能够反映出扬程曲线在关死点附近的驼峰现象,效率的计算精度也有一定改善,更适合于对核主泵进行性能预测。      

核主泵动静叶栅内部瞬态流动特性研究

采用分离涡模型(DES)和块结构化网格技术,针对CAP1400反应堆冷却剂泵原型和0.4缩比模型,通过计算流体力学(CFD)数值分析和外特性试验,验证了DES模型的适应性和计算精度。首先,在不同工况下研究模型泵动静叶栅表面载荷分布规律,发现叶片所受载荷极不均匀,靠叶片前盖板处的载荷约为靠后盖板处的2倍;导叶叶片所受的载荷随工况变化的差异性较为复杂,大流量下近入口段载荷相对较大,甚至改变方向。基于涡动力学阐明了动静叶栅内湍涡运动和演化过程,揭示了在噪声干扰条件下叶轮、导叶的瞬态流场结构及演化机制。     

核主泵推力轴承断冷却水工况磨损机理研究

核主泵在核电厂断水工况下,其推力轴承失去冷源换热,推力轴承润滑介质将因轴承温度上升而不断提高润滑介质的温度,并伴随发生较复杂的热瞬态工况。当推力轴承润滑液膜厚度严重降低时,因液膜厚度不足而引发摩擦副的部分接触磨损。对某台核主泵断水试验后拆机检查,并经润滑分析断水运行工况下的磨损规律,断水工况磨损后若再进行全厂断电（SBO）惰性停机,瓦面随着磨损深度增加,轴承油膜厚度降低至无法可靠运行程度,损耗增加且伴随着油膜温度超过巴氏合金运行极限温度110~120℃,易引发轴承严重磨损。本研究可为优化轴承及提高磨损后SBO惰性停机的耐磨损能力提供理论支撑。      

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。     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。