柴油机活塞环表面类金刚石薄膜在模拟工况下摩擦学性能

大缸径、长冲程的大功率柴油机的活塞环-缸套摩擦副易发生异常磨损,使柴油机动力性能丧失,甚至发生拉缸等重大事故,通过先进的表面处理技术可显著改善活塞环-缸套摩擦副的润滑条件,提高活塞环-缸套摩擦副的摩擦学性能。采用阴极电弧离子镀技术在铬-陶瓷复合镀(CKS)活塞环表面制备厚度为7 μm的DLC薄膜,研究CKS活塞环表面的DLC薄膜在柴油机模拟工况下的摩擦学性能。结果表明：在干摩擦、室温贫油和高温贫油的工况下,CKS活塞环表面的DLC薄膜可以显著减小活塞环-缸套摩擦副对摩的摩擦因数,降低缸套的磨损;摩擦过程中DLC薄膜与润滑油的协同润滑作用以及DLC薄膜的石墨化是改善活塞环-缸套摩擦副摩擦学性能的主要原因。     

核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性研究

核电厂一回路主泵静压轴封现场运行期间，多次出现超出厂家运行技术要求的工况，由于缺乏主泵静压轴封运行参数影响机理研究，严重制约着轴封极限运行工况下的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵双锥角静压轴封，提出一种流固耦合分析数值模型，系统阐述了极低压差、极限温度、内外锥角等关键因素对密封泄漏特性的影响机理。通过对极限工况运行可靠性进行研究，提出极限运行工况建议值，即压差不低于0.6 MPa,极限注入温度不高于100℃。可以为现场核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性评价提供量化参考和指导。     

某核电站汽轮机中压调阀拒动及慢关超时原因分析

针对某核电站5号机组汽轮机多个中压调节阀拒动及慢关试验超时异常进行了原因分析。通过对现场设备、控制和液压重要参数进行排查，锁定可能的故障模式，并开发出比例阀在线故障诊断装置，通过现场试验研究，分析各项参数对调节阀拒动和慢关试验成功率的影响，最终确定根本原因为C375比例阀主阀芯的摩擦力大、部分中调阀集管块表面平面度差。根据分析结果，提出了清洁集管块平面、提高比例阀减压阀后压力的纠正措施，成功解决了中压调节阀拒动和慢关超时问题。     

核电站用发电机内部短路分析及PARK方程实例仿真计算

介绍了发电机内部短路故障的主要分类及产生原因。利用经典PARK方程法,进行了实例仿真计算。研究并掌握超大容量核电站用发电机短路故障原因和仿真计算,对发电机运维与设备管理技术人员具有指导作用。     

核电厂通风系统电机轴断裂根本原因分析

本文针对岭澳核电站通风系统电机轴断裂事件,从电机轴可能断裂的故障模式出发,综合运用金相分析、电镜扫描、光谱元素测定、力学计算分析等方法,结合现场维修改造及实验测试反馈,逐一对轴断裂可能原因进行了分析论证和逻辑推理,最终找出了轴断裂的根本原因与促成因素,同时从电机维修管理和控制调节方面提出了有效的改进措施。     

核主泵2号密封变形机理及泄漏特性数值研究

核主泵2号密封在事故工况下，需要承受一回路高压，由于缺乏2号密封在承受高压条件下的密封机理研究，严重制约2号密封承受高压时的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵2号密封，提出一种流固耦合分析数值模型并通过台架试验验证，系统阐述了核主泵2号密封承受高压时由摩擦面密封向流体静压型密封的转变机理，并研究了动环锥角、泄漏量随压差增加的变化规律。通过数值研究，发现2号密封锥角和泄漏量在5 MPa压差左右出现拐点，动环锥角最大约为0.05°,随着压差进一步增加，动环锥角基本保持不变，泄漏量则随压差呈现近似线性上升。     

枞树形管束凝汽器流体弹性激振特性数值研究

为研究枞树形管束凝汽器的流动及换热特性,识别易产生流体弹性激振的高风险区,采用基于多孔介质模型的CFD方法对凝汽器在不同运行工况下的激振风险进行数值研究,获得管束区域风险系数分布.根据研究结果,当机组处于额定运行工况,凝汽器管束区域最大流速为62.7m/s,风险系数最大值为0.38;而当机组处于海水温度为10℃(冬季)...     

某大型柴油机连杆大头轴瓦微动磨损分析

通过使用AVL Excite PU软件和Abaqus软件的联合仿真,在大型V18柴油发电机上进行连杆大头轴瓦微动磨损分析,通过计算微动磨损指示参数(FIP)研究不同装配条件下轴瓦是否会产生微动磨损现象。结果表明:按照当前的装配条件,有可能会产生微动磨损,对于该大型发电机来讲小量级的轴瓦过盈量差别对于微动磨损的影响很小,并且如果螺栓预紧力施加小于设计所要求的力,产生微动磨损的可能性将增大。除此以外,本文对于连杆瓦座余高、连杆瓦座尺寸的上下偏差进行了不同的案例研究。     

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件,采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真,计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果,该凝汽器单列运行时,在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高,为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录,建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大,为了避免发生汽流激振现象,应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。     

平衡降流型管束电厂凝汽器热力特性数值研究

通过数值计算与分析,发现引进型300MW汽轮发电机组的凝汽器存在上、下管束模块之间有左右贯通的水平蒸汽通道以及每个管束模块内无独立的空冷区两大技术缺陷,进而指出只有采用整体置换为先进管束才能显著改善凝汽器的热力性能。通过讨论管束水模拟试验和凝汽器全尺寸试验的局限性,指出数值模拟计算是研究现代大型电厂凝汽器热力性能的唯一有效方法。