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。     

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。     

核主泵流体动压轴封副密封摩擦特性与寿命的试验方案研究

副密封处的摩擦性能与寿命是影响核主泵流体动压轴封寿命的关键因素,为了研究副密封处的长期运行寿命,建立了高频往复试验装置,以模拟副密封处在高压介质条件下的往复运动,获取了副密封处O型橡胶密封圈与对偶金属件在频率提高、位移幅值增加和介质压力提高3种工况下的摩擦力变化数据,结果表明：核主泵流体动压轴封副密封在正常运行工况频率为25 Hz、幅值约为30μm及介质压力为5.3 MPa时处于微动弹变状态;基于正常运行工况提高频率,在不超过300 Hz时副密封处的摩擦特性基本不会改变,但超过500 Hz时摩擦特性会明显变化;基于正常运行工况增加幅值和提高介质压力,副密封处的摩擦特性也基本维持不变。可见,在300 Hz以下提高频率对副密封寿命的影响可按线性增加考虑,能有效降低寿命验证时间。     

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

为研究某型号流体动压型核主泵机械密封流场和温度场的分布规律,使用Pro/E软件建立了机械密封环及密封腔的三维实体模型。采用k-ε湍流模型,基于ANSYS Fluent软件求解了纳维-斯托克斯(N-S)方程和能量方程。研究了密封环生热与密封腔散热的规律。分析了流体流动与温度变化趋势。结果表明:该型核主泵机械密封的压力以密封端面为界,分为高压区和低压区。在密封端面液膜压力由外径到内径逐渐降低。最高温度出现在密封端面处,由密封端面向外温度逐渐降低。液膜粘性剪切热通过密封环的热传导及腔内流体的对流换热作用而带走。机械密封的泵送环强化了端面热量的散失。     

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。     

AP1000反应堆主泵屏蔽套制造工艺浅析

简要地从材料、成形、焊接、热处理几个方面对我国引进的第三代核电站AP1000反应堆主泵屏蔽套的制造工艺进行了浅析,阐明了在屏蔽套制造过程中应该注意的问题,对于实现我国反应堆主泵的国产化具有一定的积极意义。     

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

To study the distribution of the flow and temperature field in a type of hydrodynamic mechanical seal of a nuclear reactor coolant pump, a three-dimensional model of the mechanical seal and the seal chamber is established based on the software Pro/E. The N-S equations and energy equation coupling with the k-ε turbulence model are solved based on ANSYS Fluent. The heat generation between the mechanical seal rings and the heat transfer distribution in the sealing chamber is studied. The fluid flow and temperature field of the mechanical seals is analyzed. The results show that the pressure distribution of the mechanical seals is divided into the high-pressure zone and the low-pressure zone by the sealing end face. The liquid film pressure in the mechanical seal end faces gradually decreases from the outer radius to the inner radius. The highest temperature appears at the sealing face, and the temperature decreases gradually away from the sealing face. The viscous heat in the liquid film is transferred away through the seal rings and the heat convection of the fluid flow in the sealing chamber. The pumping ring of the mechanical seal strengths the heat convection of the end faces.     

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。     

核主泵齿形联轴器内外齿渗氮表面斑点缺陷分析

核主泵齿形联轴器内外齿渗氮表面出现尺寸3～10 mm、颜色比正常区域略深且金属光泽暗淡的表面斑点缺陷,利用扫描电镜、电子探针、X射线衍射仪,以及维氏硬度计分别对斑点缺陷与正常区域进行了观察和检测,缺陷区域的化合物层厚度和氮浓度均显著降低,显微硬度由HV_(0.25N)6.15 GPa降低至HV_(0.25N)5.10 GPa,解释了渗氮表面斑点缺陷成因并提出了消除措施。     

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。     

叶轮叶片厚度对混流式核主泵能量性能的影响

为了分析混流式核主泵叶轮叶片厚度对能量性能的影响和进行流体动力优化,以某公司制造的100型混流式核主泵为研究对象,选取叶轮叶片厚度作为优化设计变量,分别设计了3种不同叶片厚度的叶轮。首先对原始模型进行数值模拟及性能预测,通过与原始模型试验数据的对比分析,确定了合理的数值模拟方法和验证性能预测的可靠性。对3种不同叶片厚度的叶轮进行全流道的数值计算分析,预测分析不同叶片厚度对核主泵外特性以及内部流场分布的影响。分析结果表明:相同流量工况下,随着叶轮叶片厚度的减薄,核主泵的扬程增加,效率降低。由于空间导叶的特殊结构,叶轮叶片减薄使导叶叶片进口处出现回流现象,增加了导叶内的流动损失,且全流道内的压力整体较高。因此,适当地增加叶片厚度有助于提高具有特殊空间导叶结构的核主泵效率和保证核主泵运行的可靠性。     

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。     

基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型

针对突发断电事故下的核主泵惰转工况,基于额定参数提出惰转转速与惰转流量特性曲线计算模型,并通过100D型核主泵惰转试验数据对推导的模型予以验证。结果表明,该计算模型可用于核主泵初步设计计算和验证分析。基于该模型进一步得到了核主泵惰转设计准则,并验证了AP1000核主泵设计转动惯量。     

压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究

采用Fluent软件对混流式核主泵叶轮在多流量工况和冷却剂中含有不同浓度硼酸溶液的多方案进行三维湍流流动数值模拟,结合实验数据,分析了清水与硼酸溶液对核主泵性能影响的差异,着重研究了硼酸浓度对叶轮的影响程度,并对采用数值计算方法预测核主泵中以清水作为模拟介质的可行性进行了分析.结果表明,即使在极限硼酸浓度下,冷却介质中...     

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。     

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。      

核主泵启动过程压力脉动和径向力研究

为研究核主泵启动过程中压力脉动和径向力的变化规律,根据AP1000启动过程的物性变化规律及参数设置,采用统计学方法对泵内无量纲压力脉动强度进行描述,采用频谱法分析了叶轮径向力。结果表明:导叶流道的压力脉动强度明显强于叶轮流道,随工作温度升高,强度递减;叶轮和压水室的压力脉动强度较弱,随工作温度升高,呈现不规律变化;叶轮径向力在叶频的1倍频和2倍频的脉动幅值较小,随工作温度升高,呈现不规律变化;而叶轮径向力在5倍频的脉动幅值最大,且随工作温度升高,其值递减;核主泵偏离设计工作点运行于常温下会导致导叶流道压力脉动增强,导致主泵的径向振动增强。     

核主泵转子屏蔽套热套装理论与实验研究

转子屏蔽套是AP1000核主泵的关键部件之一,转子屏蔽套的热套装是其制造和装配过程中最为关键的工序。文章首先对转子屏蔽套的热套装工艺进行了理论分析,指出了影响转子屏蔽套热套装的主要因素,分析了原有热套装工艺失败的原因,并针对原有热套装工艺的不足,提出了相应的改进措施。开展了转子屏蔽套热套装实验,实验结果表明,采用改进的热套装工艺,可以延长转子屏蔽套的热套装时间,降低了热套装的难度,提高了转子屏蔽套的热套装成功率。     

一种核主泵水力模型高效低轴向载荷优化改型策略

针对当前多数研究中仅改善反应堆冷却剂泵（核主泵）性能特性而缺乏考虑载荷特性的不足,在一种新的叶轮轴面流道设计方法基础上,联合应用径向基神经网络和多目标遗传算法,构建了以高性能、低轴向载荷为目标的优化策略。为了验证优化策略的可行性,以前期设计的核主泵缩尺模型为对象进行了改型设计。结果表明:新的优化策略仅需要3个变量控制、15组采样数据,便可成功实现对核主泵的优化改型;优化结果在设计工况点效率较目标叶轮提高了0.9%,扬程提高了0.6 m,轴向载荷降低了约200 N;代理模型预测结果定量证明优化设计中扬程的增加容易引发轴向载荷的提升。      

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。