启停对推力轴承可靠性与阻力矩的影响测试

为了测试反复启停对钠冷快堆（SFR）一回路主泵推力轴承可靠性和阻力矩的影响,采用适用于小样本的分散系数法设计了可靠性统计方案,制造了3套巴氏合金推力瓦和1台上部组合轴承样机,设计并搭建了试验台,测试了启动阻力矩随停机加载时间的变化情况,模拟推力轴承的真实情况并开展了反复启停试验。试验研究表明,启动阻力矩均会随着停机加载时间的延长而不断增大;反复启停对推力瓦的磨损寿命影响较小,置信度0.9时,推力轴承启停125次不发生失效的可靠度超过0.99996;反复启停会影响推力轴承的阻力矩,随着启动次数的增多,推力轴承的阻力矩呈缓慢上升趋势,证明开展主泵电机启动能力设计时,必须要考虑启停次数的影响。本文研究可为主泵电机启动能力设计提供参考。      

华龙一号某机组主泵推力轴承优化改进分析

华龙一号某机组三轴承结构设计的主冷却剂泵（简称主泵）在进行小流量试验时,出现推力轴承磨损问题,通过对主泵推力轴承结构进行分析,利用鱼骨图根本原因分析方法,对导致推力轴承磨损的可能原因进行逐一排查分析,根据排查结果,提出采用多喷嘴联合供油设计、在主推力轴承和副推力轴承的油膜吸入口处增加吸油倒角设计、在原有顶轴油设计基础上增加反向副推力轴承顶轴油结构设计、建立推力轴承温度-油温的综合测量系统及采用弹簧板主动补偿式推力轴承支撑结构等改进方法。经试验验证,改进后的主泵推力轴承系统显著提升了华龙一号某机组主泵的运行可靠性和固有安全性。      

核电厂反应堆主泵主轴疲劳可靠性试验与评估

为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据,制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样,测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口6种试样的疲劳寿命;应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时,在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限;分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法,利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估。结果表明,置信度为0.9、0.95时,主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999。本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估。      

核电主泵失电惰转时推力轴承动态特性分析

分析了核电主泵冷、热态工况下失电惰转时推力轴承的动态特性。首先推导了转子轴向力的变化关系式,并基于雷诺润滑理论对推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法进行数值计算并编制了计算程序。利用程序对主泵推力轴承若干设计工况进行了验算,结果与设计预期相符。随后利用计算程序分别对冷、热态工况下主泵失电惰转时推力轴承的动态特性进行了模拟,结果表明:热态工况下主泵惰转至低转速时推力轴承最小油膜厚度低于经验安全值,且最高温度迅速上升,对主泵惰转不利;冷态工况下惰转预计是安全的。     

反应堆主泵径向止推轴承水润滑回路自主改造创新

田湾核电站一期工程两台机组1391M型反应堆主泵径向止推轴承采用水润滑方式,是在世界大型商用压水堆中首次应用。由于原型设计存在缺陷,导致了一系列运行事件。江苏核电有限公司针对设计缺陷进行了自主技术改造创新,成功降低了主泵径向止推轴承释热率,缓解或避免了轴瓦的＂空化＂磨损,改善了径向止推轴承冷却效果。文章对主泵径向止推轴承水润滑回路的改造原因、改造设计方案与实施准备、实施情况与改造效果评价、后续工作计划等方面进行了详细的介绍。     

核主泵水润滑推力轴承不锈钢螺纹锁死分析及改进

本文通过对某核主泵推力轴承不锈钢螺纹锁死现象进行分析,还原了发生的具体过程,分析了螺纹损伤原因。提出了一种拆解此类轴承螺纹副锁死的方法,优化了相关部件结构及装配工艺。在推力轴承装配间隙不合格无法拆解时,降低了核主泵产品因螺纹锁死带来的损失。     

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。      

核电厂主泵轴振异常分析

为解决某核电厂主泵轴振报警问题，对异常现象进行了原因诊断和现场验证。采用对比分析、频谱分析、轴心轨迹分析方法对主泵轴振异常进行研究。分析表明:泵轴振动大于电机轴振动，相同位置测点在水平面内2个不同方向振动基本相当。电机轴Y向振动异常为电缆屏蔽层损坏导致，振动传感器线缆安装宜使用如麻绳等较为软质的材料进行绑扎固定。泵轴振动异常为泵轴存在较大涡动和较高基频成分引起。在泵轴出现较明显的涡动现象时，可提高轴封水抑制泵轴的涡动，以降低泵轴振动。      

AP1000主泵飞轮及水润滑轴承研究

根据理论推导和对屏蔽电机主泵的设计、运行和故障处理经验,计算分析浸水重金属飞轮的摩擦损耗。按照双向中心支承推力轴承的摩擦学设计原理,分析重金属飞轮对先进非能动压水堆(AP1000)屏蔽电机主泵的影响。     

核电主泵轴瓦磨损原因分析

核电主泵释热率持续上升,经检查发现主泵轴瓦局部瓦面发生严重磨损。为了分析轴瓦面磨损的原因和情况,本研究对轴瓦进行物理性能测试,并采用Archard公式对磨损程度进行定性分析。研究结果表明,渗硅石墨轴瓦的线膨胀系数偏大,使液膜厚度减小,易导致液膜破坏,且不利于轴瓦冷却;轴瓦材料分布不均易磨损产生微粒,及液膜中含气量上升,使轴瓦间空蚀现象加剧,局部液膜破坏导致干摩擦。分析表明,主泵运行期间,只有保持连续液膜的完整性,才能避免轴瓦出现磨损。      

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

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。     

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。     

核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验

为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。     

百万千瓦级核电站轴封型主泵整机集成试验验证优化方案研究

为确保主泵的安全性和可靠性,主泵整机在完成集成设计后需通过试验进行验证。文中介绍了主泵设计与验证的总体思路,提出了主泵工程样机需开展的整机试验项目。基于已有的试验条件,进行了主泵整机集成试验验证方案的优化和可行性分析。分析结果表明,在充分开展主泵各模块、子模块、部件和材料的试验与分析的基础上,可采用小流量试验方案进行主泵整机集成试验验证。