核主泵系统高温液态铅铋润滑导轴承流体动力学特性分析

铅铋轴承是新一代核电站二回路主循环系统重要组成部分,用于支撑整个转轴系统。针对轴承存在的动力学特性和润滑机制尚不清晰等问题,建立铅铋轴承流体动力学模型,研究间隙、转速、偏心率和有无环形导流槽对铅铋轴承液膜流体动力学特性的影响,揭示压力峰值与转速、偏心率和间隙的变化关系,探明间隙对动压效应形成规律的影响。研究结果显示环形导流槽对承载力和摩擦因数的影响远小于无环形导流槽,最大压力随着转速、偏心率的增大而增大,随着间隙的增大而减小,最小压力与最大压力结果相反。研究结果为新型高温液态金属润滑轴承设计研发及国产化提供了理论依据。     

300MW轴流式核主泵模型内流测量方案探讨

核主泵是压水型反应堆核电站中的核心设备之一.开展核主泵内部流场的实验研究,对泵水力部件优化设计、提高泵的性能、增强泵运行稳定性等有至关重要的作用.为充分认识其内部流动的真实结构,拟采用目前较先进的非接触式光学流场测量仪器粒子图像速度场仪(PIV)对泵内流场进行测量.针对300MW轴流式核主泵模型,设计了内流测量实验台,提出高温超高压系统的生成办法;认为运用进口窗和出口窗两种测量方案,可以实现包括叶轮、导叶、叶轮与导叶间隙等在内的全流道三维速度测量;给出窗口开设位置的确定方法,并提出解决叶片相互遮挡及测量同步性保证的方案.为进行模型泵的实验研究提供参考.     

混流式核主泵内部复杂流动结构分析

以混流式核主泵水力模型为研究对象,基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNG k-ε湍流模型,采用流体计算软件ANSYS-Fluent对不同工况下的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行数值模拟。通过分析不同特征面上的流动状态,构建该泵内的典型时均流谱,为性能优化及内部流动控制提供参考。计算结果表明:高涡量区域主要分布在固体壁面、径向导叶流道以及球型压水室内出液管附近;靠近出液管附近存在旋涡,导致流动损失增加,但随着流量减小,此处的流动情况趋于稳定,旋涡减弱甚至消失;靠近球型压水室出液管段的旋涡及其相近的径向导叶流道内的复杂流动情况与球型压水室出液管的位置有一定关系,因此减小出液管附近的流动损失,对实现混流式核主泵流动控制具有重要意义。     

浅谈核主泵的国产化

压水堆核电站一回路冷却剂循环泵(以下简称核主泵)是核电站的关键设备,核主泵对整个核电站的安全起着至关重要的作用。随着核电事业的发展,我国已掌握了多数关键核电主设备的制造能力,唯独核主泵在我国现已投产的核电机组中仍然主要依靠从国外引进。核主泵的国产化是几代核电人追求的梦想,实现核主泵的国产化将极大地促进我国核电的飞跃发展。本文通过对当今世界核主泵各种流派的技术特点对比分析,梳理出主要核电大国发展核电主泵的历程,提出培育我国核电主泵自主设计、自主制造能力的建议,认为只要认真、扎实推进核主泵自主研发的各项工作,核主泵的国产化目标一定能够实现。     

1000MW轴流式核主泵试验分析与数值模拟

对1000 MW轴流式核主泵5个不同温度下相同流量点工况进行数值模拟计算,并与试验值进行对比,计算结果与试验结果吻合较好,验证了CFD数值计算的准确性和精度。在核主泵试验过程中,发现核主泵扬程随着温度升高逐渐升高,研究了泵的外特性扬程变化,并分析了泵内部流动和各部分能量损失变化情况,表明泵扬程变化主要是由于水力损耗变化导致的。     

核主泵泵壳三维参数化智能设计系统的应用开发与研究

泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵(简称"主泵")水力部件的重要组成部分,具有引流、导流作用,也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究,建立其参数化模型^([1]),并通过二次开发完成泵壳三维参数化智能设计系统,实现了参数驱动模型体直接生成泵壳三维的功能。该系统提高了设计效率,减少了人力投入,使其生成的三维模型满足设计过程及设计准则的标准化要求,有效减少了人为设计失误。本文的三维参数化设计理念及研究成果可以在核电其他设备上推广应用。     

核主泵导叶体在高温工况下的结构力学分析

为验证核主泵导叶体在高温工况下的结构完整性,通过水力模型试验测得叶片压力分布,从而优化叶片压力场。导叶叶片顶部到叶片根部压力趋势为线性梯度,沿圆周方向无压力梯度。提出了模型泵叶片与真机间的压力换算,以模型试验测得模型泵叶片压力,通过模型泵与真机泵之间的轴向力比值及转矩比值分别计算轴向力载荷有效系数及转矩载荷有效系数,进而计算获得轴向力与转矩载荷下叶片压力,导入ANSYS软件计算导叶体轴向力F_(sh)与转矩M_c在载荷下的最大应力及变形量。通过计算导叶体在设计寿命内经受的载荷周期循环,引入海夫Haigh图谱,通过材料极限疲劳试验评定导叶体在极限载荷工况下的疲劳极限值;优化了导叶体的加载工况,计算出轴向与转矩载荷下最大应力值的疲劳失效安全系数,从而确认疲劳安全性。     

核主泵叶轮数控加工轨迹与应力腐蚀关系研究

核主泵叶轮是核主泵中最为关键的部件之一,在工作中易发生应力腐蚀现象并产生裂纹而影响核主泵的安全性。介绍了以最易发生腐蚀开裂的核主泵叶轮根部为研究对象,采用典型的数控加工轨迹加工叶轮根部区域以及采用U型弯件试样进行应力腐蚀试验,探究了不同加工轨迹与应力腐蚀裂纹的影响规律,为核主泵叶轮数控加工轨迹规划的优化提供技术依据。     

核主泵用流体静压型机械密封耦合模型与性能分析

采用商业有限元软件建立了核主冷泵用流体静压型机械密封动、静环组件的非线性二维轴对称有限元模型,通过对接触状态的分析给出了合理的动、静环简化边界约束条件,基于此建立了热弹耦合数值模型,对雷诺方程、能量方程、热传导方程进行耦合求解,证明了所建立模型的正确性,并对静环端面尺寸参数进行了优化设计。为保证良好的稳态密封性能,计算结果推荐静环端面的锥角在300～350μrad范围内选择,台阶半径Rm在0.120～0.125m范围内取值。     

核主泵复杂零件机器人在位自动光学检测系统开发

采用机器人在位光学检测系统实现法兰密封型面误差检测与表面缺陷识别是解决核电现场人工检修可靠性差、存在核辐射伤害等问题的有效途径,但如何在狭小空间生成无干涉碰撞扫描测量路径、实现多次测量数据融合与型面误差计算是目前面临的主要难题。为此设计了具有6自由度运动功能的机器人在位自动光学检测系统,单幅测量范围200mm×160mm～800mm×640mm、测量景深400～800mm、机器人工作半径1200mm,研究了测量系统手-眼标定矩阵计算与扫描位姿优化方法,并根据法兰密封型面完整测量需求生成扫描工位与机器人运动路径,提出面向法兰密封型面特定结构的测量数据融合与型面误差计算方法,开发出具备机器人测量路径控制、大规模测量点云预处理、三维匹配与色谱显示、型面误差计算与技术报告输出等功能的RobotScan软件。按照德国VDI/VDE标准对机器人检测系统精度进行了验证,单球直径、双球球心距的最大偏差小于0.025mm、平均偏差小于0.02mm,可满足核主泵复杂零件在位自动光学检测应用需求。