反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。

核主泵静压型轴封系统二级密封机理研究

核主泵轴密封是核电设备的关键部件之一,探究其密封机理,实现国产化设计,具有重大意义.核主泵静压型轴封系统二级密封一般设计为一级密封失效时承受全部载荷.所研究的二级密封结构全压差(15.5 MPa)工作时的密封机理尚不明确.本文中采用流固耦合模型研究了一级密封失效时,二级密封的工作机理.结果表明:一级密封失效时,二级密封是非接触式静压型密封.在压差和动环变形环板变形产生的力的共同作用下,密封端面形成锥角为1 300.9μrad的收敛间隙;当入口水温65℃时,泄漏率为1 867.8 L/h.动环变形环板的变形有阻碍动环变形锥角增大的作用.动环变形环板厚度越大,密封泄漏率越大.密封介质入口温度以及材料的摩擦性能对密封性能亦有影响.此外,一级正常工作时,二级密封是接触式形式,采用混合润滑模型对其性能作了分析,分析表明一级密封正常工作时,二级密封压差约为0.17 MPa,密封为混合润滑状态,泄漏率为11.4 mL/h,端面温升23.9℃.

核电站反应堆冷却剂泵的地震响应分析

核电站反应堆冷却剂泵(又称核主泵)是核岛中的唯一旋转核心设备,其运行的可靠性与否直接影响到核电站的安全性。采用响应谱法,多地震谱,多输入方向对某核电站冷却剂泵进行动力学特性及地震响应分析,得出其模态,并找出地震工况下可能发生破坏的环节以及最不利和有利地震谱输入方向,从而可以使反应堆冷却剂泵在核电站的设计、安装过程中避开地震多发方向对它的最大破坏。为结构的设计、安装提供依据。

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。

CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究

为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明:核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。

某核级一次水事故泵抗震性能评估的振动台试验研究

由于一次水事故泵运行条件下的振动台试验可评估抗震性能,用钢丝橡胶波纹管连接进出口水管、沙堆支撑橡胶管提供柔性约束。合理模拟水泵在试验过程中所受接管荷载,保证试验过程中水泵与循环水箱变形协调。对正常运行的事故泵进行5次OBE、1次SSE人造地震动输入振动台试验,并据动应变曲线判断仍处于弹性状态。试验表明,经5次OBE、1次SSE人造地震动输入后的一次水事故泵仍能保证压力边界完整性及功能可运行性。较试验前各项功能指标无明显变化,抗震性能良好。

HTR-10主氦循环风机的设计、试验和运行

主氦循环风机是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的关键设备,在250℃、3.0MPa的氦气气氛下将反应堆的热能输送到蒸汽发生器。针对反应堆的特殊要求,主氦循环风机的设计包括总体结构、叶轮型式、冷却系统、轴承、测量仪表、电气贯穿件和隔断阀。对设计制造的主氦循环风机进行了出厂试验和安装后的冷、热态性能试验。按照反应堆的调试要求,主氦循环风机随反应堆的调试进行了初步运行。试验和运行结果表明,主氦循环风机达到了设计要求,能满足HTR-10的运行要求。

胀形间隙对核主泵转子屏蔽套真空热胀形的影响

利用非线性有限元软件MSC.Marc建立转子屏蔽套真空热胀形过程的二维轴对称热力耦合有限元模型,计算并分析真空热胀形过程中转子屏蔽套和模具的径向位移变化,预测转子屏蔽套的胀形量和胀形后内径。此外,基于建立的有限元模型研究胀形间隙对转子屏蔽套胀形量和胀形后内径的影响。结果表明:对于确定的工艺,在其胀形能力范围内,随着胀形间隙的增大,转子屏蔽套的胀形量线性减小,且胀形后的内径不随胀形间隙的变化而变化。开展转子屏蔽套的真空热胀形实验,验证建立的有限元模型。

浅谈压水堆核电站主泵

简要介绍核电站主流堆型——压水堆、压水堆核电站主泵(反应堆冷却剂循环泵)的种类、功能及以300 MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(简称主泵)的结构特点、关键部件(水力部分、密封、轴承等)的工作原理、性能及特点。

核电站上充泵在系统中的作用和结构简介

上充泵是核电站中执行重要功能用泵,属安全等级二级,建造等级二级,为卧式/立式多级电动离心泵。根据核电站系统要求,其水力性能需同时满足多个工况点。本文简述上充泵在系统中的作用,着重介绍运行于国内核电站中不同制造商生产的上充泵的结构设计特点。

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃。通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量。

主循环泵瞬态特性计算

1 前言 一回路主循环泵的设计和制造,对核电站的运行和安全将起着十分关键的作用。只有在一回路主循环泵工作可靠的情况下,核电站连续地正常供电才有保证。在事故工况下,主循环泵还起着阻止事故扩大的作用。 全厂断电时,主循环泵失去电源而惰转,通过堆芯的冷却流量突然减少,给堆芯元件的安全带来威胁。因此,在设计压水堆核电站时,要求主循环泵具有较长的惰转时间,以便确保全厂断电后堆芯安全。

秦山核电二期工程主泵瞬态计算

采用国际惯用的主泵瞬态计算方法,对秦山核电二期工程主泵可能出现的3种瞬态进行了计算。计算结果表明:两台主泵同时丧失交流电源时,主泵惰转的半流量时间大于10s;单泵惰转时,未受影响环路反应堆冷却剂流量增大;主泵卡转子时,反应堆冷却剂流量急剧减小。

类球形压水室出流管形状对核主泵性能的影响

根据AP 1000核主泵设计参数,利用泵一维设计理论,设计了核主泵的叶轮、导叶和泵壳。应用Pro-E软件进行三维造型及装配;应用CFD技术Fluent软件对具有不同形状类球形压水室出流管的核主泵进行了CFD数值模拟。得到了泵内总压、静压、速度矢量图,分析了核主泵内流场的特点。研究结果表明,在相同流量条件下圆锥形出流管比圆柱形出流管具有更好的流动特性,在泵其它结构参数不变的条件下,圆锥形出流管的锥度范围在0.4～0.65之间时核主泵具有较好的性能参数。

10MW高温气冷实验堆吸收球停堆系统设备热态试验

碳化硼吸收球停堆系统是 10MW高温气冷实验堆的第二停堆系统 ,其功能是 ,在控制棒失效时 ,吸收球落入反射层的吸收球孔道 ,以达到紧急停堆的目的。介绍了在堆外、空气介质、150℃工作温度条件下 ,对吸收球传动机构设备进行的热态考验、传动试验和落球试验。结果表明 ,吸收球停堆系统 7套设备均达到了传动机构工作正常、落球时间在 3min之内、球位指示正确等设计要求。 7套设备安装到 10MW高温气冷实验堆上之后 ,在堆上进行了氦气介质下的热态落球试验 ,其结果达到设计规范的要求。

一种适用于新堆的零泄漏循环泵

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析和研究。在一定条件下,磁力泵完全可取代目前大多采用的轴封泵、屏蔽泵和机械密封泵等,达到了简化系统配置、便于维修更换和降低设备成本的目的。

双泵切换过程模拟及灵敏度分析

对双泵并联给水系统中泵切换过程进行了试验与模拟研究,通过试验结果验证了模型的正确性。利用模型对试验过程进行灵敏度分析,得出以下结论:双泵并联给水系统在泵切换过程中系统流量越小、离心泵转动惯量越大,则系统失水量越大,最低流量越小,系统恢复稳定时间越长;止回阀特征时间越小,主回路流量波动越趋于稳定,但对切换过程系统流量波动影响十分有限。

核电站余热排出泵导叶的设计探索

本文利用CFD软件对余热排出泵原始模型在设计工况下的内部流场进行数值模拟,通过对模拟结果的分析发现影响泵性能的因素,据此对子午流道结构进行改进的合理优化设计,从而提高了产品的效率和经济性。本文提出的优化方法为今后的设计提供了有益的参考。

喷射泵对自然循环过渡特性影响分析

分析了喷射泵在压水堆一回路自然循环过渡过程中的作用以及在不同流动条件下的阻力特性。分析结果表明：选择结构合理的喷射泵，可以改善压水堆一回路的过渡特性和自然循环能力；强迫循环条件下，压水堆一回路主循环泵有效压头的损失随喷射泵阻力系数的增加而增加；自然循环条件下，喷射泵流动阻力系数影响压水堆一回路过渡过程时间及自然循环流量的大小。为了改善压水堆一回路过渡特性和提高一回路自然循环能力，可以采用无扩散段形式的喷射泵，但必须通过设计计算及实验验证，避免倒流现象发生．

核主泵断电惰转停机过渡过程性能特性研究

为了描述核主泵惰转性能的变化规律,建立了体积流量与转速随惰转时间变化的数学模型,采用数值计算的方法和无量纲分析法研究了核主泵叶轮内流体的性能特性。结果表明:体积流量比随着惰转时间的增加迅速下降,在220 s时降至6.5%;弦长为0.1时叶片压力面与吸力面之间的压强比差值随着惰转时间的增加而减小,叶片进口的压强比随着惰转时间的增加而增大,在叶片压力面靠近叶片出口区域存在压强比突降;弦长为0.5时叶片出口压强比和速度比出现了2次震荡;弦长为0.9时叶片出口附近压强比和速度比出现了1次震荡,压力面和吸力面上的压强比和速度比差值均随着惰转时间的增加而减小;压强比和速度比在圆周方向上呈周期性变化,随着惰转时间的增加,压强比增大,压强比幅值降低,而速度比的变化则相反。