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。     

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。      

轴线倾斜条件下核电站推力轴承润滑特性分析

作为核主泵承担轴向负载的关键部件,推力轴承的润滑性能关系到核电站的安全生产。由于制造、安装等因素,推力轴承在实际工作时可能发生轴线倾斜,影响油膜温度差场和压力场分布。本文选用油作为润滑剂,建立推力轴承间隙内的油膜三维物理模型,利用FLUENT软件开展数值计算,对倾斜界面推力轴承间隙油膜的温度、压力进行数值模拟。结果表明,轴线倾斜造成膜厚分布不均,轴向上速度梯度发生改变,造成油膜温度、压力的变化。当倾斜程度从0°变化至0.02°时,推力轴承最高温度、压力的变化幅度为100%～155%和100%～155%,轴承油膜最高温度处的动力黏度为平行时的82.79%。研究结果对推力轴承在工程实际中的设计与使用具有一定的参考价值。     

田湾核电站主泵轴承汽蚀磨损CFD研究

田湾核电站采用水润滑轴承,在核电厂运行中轴承释热率一直偏高,轴瓦存在较严重的磨损。针对主泵轴承的出现的问题,采用计算流体动力学(CFD)方法分析主泵轴承动静轴瓦之间微小空间内流体的流动特性和压力分析。分析表明:主泵轴承释热率偏高和频繁磨损的根本原因是轴承室空化汽蚀;空化汽蚀的发生是由局部区域的流动加速效应引起的。     

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。     

核电厂反应堆主泵推力轴承启动阻力矩测试方法

为了获得核电厂反应堆主泵推力轴承在寿期内的极限启动阻力矩,确保执行事故余热排出功能的辅助电机可以在极端工况启动主泵,提出了推力轴承启动阻力矩（指启动瞬间的阻力矩）的测试方法并设计了试验装置,采用正交试验法对影响推力轴承启动阻力矩的3个影响因素（粗糙度、比压、润滑油温）进行研究,采用单因素法测试不同停机时间（指静止加载时间）对推力轴承启动阻力矩的影响,研究表明3个影响因素在规定的控制范围内变化时,启动阻力矩变化较小,而停机时间对推力轴承启动阻力矩影响较大。基于试验确定的极限启动阻力矩开展辅助电机设计,通过了推力轴承样机与主泵样机的反复启停试验验证。本文研究可为辅助电机启动阻力矩的设计提供准确可靠的输入。      

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。      

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。     

核主泵屏蔽电机推力轴承装配冲击载荷估算分析

核主泵屏蔽电机一般采用水润滑推力轴承,轴承材料耐冲击能力有限;插转子过程中,推力盘与推力瓦在某一较小距离时,直接落入,摩擦副接触面存在冲击载荷;屏蔽电机往往含有飞轮,冲击载荷会增大。根据振动分析方法,建立了装配冲击载荷计算模型,并提出了不同轴瓦材料推力盘与推力瓦最大安装落入距离计算公式,为屏蔽电机安全装配奠定基础。     

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。      

深槽型主泵机械密封液膜特性分析

采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法,针对某新型核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）机械密封的6种密封面方案进行分析研究,对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明,6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计,其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号;带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命,但同时带来了更高的低压泄漏率。      

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

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。     

全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析

全厂断电（SBO）是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二回路补水等因素,并考虑设备可用性及可到达时间,给出了影响全厂断电事故进程的关键环节。分析结果表明,改进后的M310系列核电厂可有效缓解全厂断电事故,使反应堆冷却至可控状态,避免放射性物质向环境的大量释放。     

核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承滚动体与内外滚道间的运动特性,并基于Archard磨损模型构建转动装置运行工况下的轴承磨损分析模型,采用磨损迭代的方法得到轴承滚道与滚动体之间的磨损特性。研究结果表明,采用本文建立的轴承磨损寿命分析方法得到的轴承磨损寿命与试验结果符合较好,能够用于核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析。     

辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究

以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水（AFW）的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明：断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。