核主泵推力轴承主瓦温差与装配关系研究

轴封式反应堆冷却剂泵(简称"核主泵")是压水堆核电站中核岛一回路最关键的主设备之一,是一回路系统中唯一的旋转设备,属于高温、高压、受核辐照的压力边界一级设备。对于核主泵设备有很多关键部套组成,其中油润滑推力轴承是支撑核主泵转子的系统的重要部件,决定了核主泵能否可靠长期运行。通过对核主泵的结构特点、运行条件,零部件的装配关系,研究温差问题产生的原因和解决温度不均的方法。     

核主泵屏蔽电机温度场研究

核主泵屏蔽电机是核电站的重要组成部分,其安全稳定的运行对核岛一次回路系统来说非常重要。针对核主泵屏蔽电机内发热与冷却的复杂性以及核主泵屏蔽电机工作在高温高压条件下的特点,以一台5 500 kW核主泵屏蔽电机为例,根据流体力学及传热学理论,建立三维流体场与三维温度场耦合的求解域物理模型,采用有限体积法计算额定工况下电机的温度分布。通过计算揭示了核主泵屏蔽电机内温度的分布规律,并分析了其原因,可为核主泵屏蔽电机的冷却结构设计以及更大容量核主泵屏蔽电机温度场的准确计算提供理论依据。     

主泵轴封式电动机少胶型绝缘系统

介绍了轴封式主泵电动机少胶粉云母整体VPI型绝缘系统的定子绕组绝缘结构和其配套使用的绕组线、云母带、浸渍树脂等绝缘材料的性能,并阐述了少胶型绝缘结构定子模拟线圈的耐辐射性能、耐电老化评定性能、耐热性评定性能。从而说明了少胶粉云母整体VPI型绝缘系统的优越性和可靠性。     

提高炉水循环泵湿绕组电动机的绝缘可靠性

介绍了采用炉水循环泵的控制锅炉的特点和发展,炉水循环泵湿绕组电动机的发展和现况,湿绕组电动机的绝缘结构和可靠性评定,以及绕组线的种类和特征。     

大型核电机组冷却剂屏蔽主泵动态模型及响应特性研究

为了提高核安全性,新型压水堆核电机组冷却剂主泵采用无轴密封式屏蔽电动机泵,但其转动惯量明显小于常规轴密封泵,因此具有不同的动态响应特性。针对屏蔽主泵转动惯量较小、对电压、频率波动敏感等特性,考虑运行过程中的摩擦转矩,建立了屏蔽主泵动态模型,并将其接入核电机组系统仿真模型。比较验证了主泵动态模型的有效性,并仿真分析了主泵惰转特性和频率、电压扰动响应特性及其对堆芯功率的影响。结果表明,摩擦转矩对屏蔽主泵半流量惰转时间有较明显影响,建模时应予以考虑;频率扰动对主泵转速、流量的影响比电压扰动更明显,在运行中应提高厂用电供电质量。     

6kV电动机定子绝缘诊断和剩余寿命预测

6kV电动机定子绕阻是电动机的关键部件,定子绝缘受热、电、机械和其他因素的影响而发生老化和损伤,日常对电动机定子绝缘老化的诊断和评定显得尤为重要。从电气性能等对电动机定子绝缘进行诊断和寿命预测,为机组安全运行提供保障。     

哈电高压交流电机绝缘技术的现状和发展

介绍了哈电百万千瓦级火电机组和核电的汽轮发电机及水轮发电机定子绝缘系统的现状和发展。介绍了以哈电环保LD-F绝缘体系为代表的高压交流电动机、变频调速电机、核电主泵电动机等的绝缘技术。并对国内相关绝缘材料单位研发新型的环保绝缘材料替代进口材料提出期望。     

非确定因素对小堆用核主泵电机温升敏感性研究EI北大核心CSCD

核主泵屏蔽电机绕组和一次水温升计算准确性直接关系到电机寿命及轴承运行安全性。该文研究的小堆用核主泵屏蔽电机定子绕组上下端腔间的机壳外绕了螺旋管换热器。基于计算流体动力学(computational fluid dynamics,CFD)方法,求解热态额定工况下的三维RANS湍流模型及其他守恒方程,研究了绕组绝缘峰值、机壳等固体及定转子间隙水、下导轴承润滑水温升随具有不确定性的等效绝缘热导率、铁心叠片轴向热导率数值及二次水入口温度变化的敏感性,通过与试验数据比较及经验,基本确定热导率的数值。结果表明:除定子绝缘峰值温度,其他固、液体的温度对等效绝缘热导率与定转子铁心叠片轴向热导率变化基本不敏感,而对二次冷却水入口温度变化较敏感。为同类电机的水冷设计提供参考。     

大型高压电动机用H级整浸绝缘系统

大型高压电动机用的H级整浸绝缘系统已开发成功。这种系统是以1970年研制并在多种电机上使用过的“TOSTIGHT”Ⅱ绝缘为基础进行改进的,可用于13.8kV级以下的电机上。评定试验结果表明,这种绝缘系统与过去的“TOSTIGHT"Ⅱ绝缘比较,具有更高的耐热性能和绝缘击穿性能。这种系统已在大型感应电动机的一个新系列上采用,今后将在电动机和发电机上广泛应用。 1 前言近年来,随着节材、节能的需要,要求电动机小型、轻量、高效率化,对日益增加的严酷运行条件具有高的可靠性以及无维修化。     

核电用屏蔽电动机绝缘

本文主要论证了屏蔽电动机的新型H级绝缘体系优于硅有机绝缘体系，并介绍了新型绝缘体系的热寿命评定。     

AP1000屏蔽泵的应用分析

摘 要: AP1000核电站的一回路包括两个并联的环路、两个蒸汽发生器,屏蔽式主泵挂在蒸汽发生器下水室封头。本文介绍了AP1000屏蔽主泵的主要部件,分析了其用于核电站的优势和缺点,从制造、电机的冷却、可靠性和可用率、维修等几个方面论述了AP1000屏蔽泵可能面临的挑战。     

Low-power nuclear engineering for heat production

The paper shows the expediency and importance of the development of low-power nuclear engineering as well as feasibility indices of an up-to-date nuclear power plant intended for regional energy production. A high reliability of the vessel-type boiling reactor with a natural coolant circulation is shown under various operating conditions of a nuclear heat production plant.     

Mid—loop工况主管道液位分析

在压水堆核电站反应堆换料停堆和设备维修期间，主管道会疏水至Mid—loop（半充水）运行工况。此时液位太低将会引起余热排出泵因吸入空气而失效，而丧失余热排出事故将会导致堆芯裸露，以及随后燃料包壳的损坏，严重时甚至造成放射性裂变产物向外界环境释放。本文应用基于有限体积法的CFD软件FLUENT对Mid—loop工况进行冷态模拟，确定不出现冷却丧失的主管道低液位限值，为设计和运行提供依据。计算结果表明当反应堆冷却剂管道液位低于360mm时，就会出现吸空，造成余热排出泵失效。计算结果需进行试验验证，以应用于工程实践。     

高温气冷堆一回路氦气循环风机电机绝缘结构

一回路氦气循环风机是为清华大学10 MW高温气冷核反应实验堆生产,安装在核反应堆的压力壳电机腔内的配套电动机。压力壳内充3.0 MPa压力的一回路氦气,电机腔内充0.1 MPa压力的氦气,绕组在该压力的氦气环境条件下长期运行,应能承受6×106r a d的放射剂量。绕组绝缘结构的可靠性是保证电机在严酷环境条件正常运行的必要条件,为此介绍了该电机绝缘结构的试验和研制。     

超临界水冷堆与WWER1000型压水堆的安全特性比较分析

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为主要的控制方式。通过对比分析超临界水冷堆与田湾核电站WWER1000型压水堆主泵卡轴事故下的安全特性,得出超临界水堆给水流量的丧失会造成反应堆冷却剂流量的丧失,而WWER1000型压水堆给水流量的丧失并不会造成反应堆冷却剂流量的丧失;WW-ER1000型压水堆的安全系统有控制棒、蒸汽发生器的主蒸汽旁排阀、应急给水泵,这些安全配置与超临界水冷堆相似;相比WWER1000型压水堆,超临界水冷堆在压力较快达到稳定状态前提下,其最高包壳温度有个剧烈变化过程,但超临界水冷堆和WWER1000型压水堆在卡轴事故发生后,都能建立稳定的自然循环。     

屏蔽型核主泵电机定子屏蔽套密封焊接技术研究

屏蔽套作为屏蔽式核主泵电机的核心部件至兲重要,本文着重分析了定子屏蔽套环焊缝的结构特性、材料焊接特性。针对焊接过程的技术难点,采取合理的工艺措施方法加以避免和解决。通过材料清洁、使用脉冲焊接、背部惰性气体保护、使用冷却铜环、钨极焊丝位置调节等工艺过程改善和控制,形成一整套定子屏蔽套环焊缝的焊接工艺方法。     

核主泵惰转转速计算模型的比较

针对核主泵在惰转过程中还要求有足够的冷却流量,利用核主泵瞬态动量守恒方程进行计算和分析,对模型做了合理简化,得到新的转速模型,验证了该模型精准度。结果表明:该模型完全可用于核主泵瞬态分析,可得到不同转动惯量下核主泵达到半流量时惰转时间的变化规律。     

导叶结构对核主泵性能的影响

针对将AP1000核主泵转速从1 750 r/min降低到1 450 r/min,应用强制漩涡法和速度系数法设计核主泵叶轮和环形压水室,设计出扭曲叶片和扩散叶片两种结构形式的导叶。利用Fluent软件,对不同导叶设计工况进行数值模拟,对主泵内部静压分布和流线分布进行分析,较好地揭示了过流部件内部流动的主要特征。