三代压水堆核主泵关键部件制造及工艺研究进展

核主泵作为反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,其正常运行对于整个核电站的安全至关重要.长期以来,核主泵制造的安全性与可靠性一直是中国核电技术发展的“卡脖子”难题.近年来,得益于国家对核电技术基础研究的大力投入,以及依托重大课题项目的推进,中国三代压水堆核主泵国产化进程在各个方面都取得了重大成果.文中从核主泵制造及工艺的角度,深入剖析叶轮、泵壳、定子、转子、屏蔽套、密封、轴承等关键部件的发展历程,并针对各部件的材料选择、加工、装配工艺、检测方法及技术体系等进行详细分析,总结了中国核主泵的制造进度及难点.最后,结合当前核主泵制造的现状,提出中国核主泵制造发展的相关建议,这对中国核电事业的国产化进程具有重要意义.

CAP1400核主泵叶轮动应力计算及疲劳寿命预测

为实现核主泵叶轮疲劳寿命预测,考虑叶轮高温高压的恶劣运行工况建立流-热-固耦合计算模型,应用ANSYS CFX软件对核主泵叶轮内部流动的压力载荷和温度载荷进行非定常数值计算,在ANSYS Workbench中实现载荷向结构的传递,并对叶轮动力响应疲劳载荷开展研究.利用雨流计数法对叶片危险部位的载荷数据进行统计分析,进一步结合Palmgren-Miner理论对核主泵叶轮的最小疲劳寿命周期进行预测.研究结果表明:叶轮在旋转过程中承受周期性交变应力的作用;叶轮叶片进、出口边与前、后盖板交接处容易发生内部应力集中,最大应力出现在叶片出口边与前盖板交接处,为142.57 MPa;叶片各危险部位承受应力波峰和波谷的时间基本一致;叶轮产生的疲劳为应力疲劳,疲劳破坏首先发生在叶片进口边与后盖板交接处;计算得到叶轮的疲劳寿命为277.94 a.研究结果可为叶轮的动态强度优化和疲劳设计提供一定参考.

核主泵用机械密封摩擦学性能研究进展

核主泵是核电厂的核心元件,核主泵机械密封在其中起到防止介质泄漏的作用。当前,我国核主泵密封装置相关技术和产品受到国外垄断限制,核主泵摩擦副在运行状态下泄漏严重破坏核电系统的稳定运行和长周期服役,其摩擦学性能直接影响核主泵的运行性能。对于动压式核主泵机械密封,若没有处于完全液膜润滑状态,密封装置会出现异常磨损和泄漏率增大导致核主泵故障。针对核主泵摩擦副的液膜特性,从数学模型计算和软件仿真两方面分析。对温度场、速度场和应力场等进行分析,总结了密封环及副密封材料、端面热变形对摩擦学性能的影响,概述了端面形状的动压润滑机理及波度面、槽型结构和加工方法等因素对摩擦磨损的影响,为核主泵密封性能的提高和可靠运行提供理论基础。

核主泵水力优化技术与水力稳定性研究进展

随着人们对能源安全、环境保护和可持续发展的关注不断增加,核能作为一种清洁、高效的能源形式备受瞩目。核主泵作为核电站的重要组成部分,其水力性能的好坏关系到整个核电站是否能够长期安全稳定高效的运行。本文针对核主泵水力优化技术与水力稳定性的研究进展开展论述,介绍了核主泵水力性能的影响因素及其研究方法。以水力优化设计与压力脉动特性等方面为切入点深入探讨了核主泵水力优化技术与水力稳定性的研究现状,并简要介绍了核主泵压力脉动的形成原因;总结了已有的研究成果,并根据现有的研究基础展望了核主泵未来的技术发展趋势。

核主泵口环密封动力学特性数值研究

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环结构对转子动力学特性以其稳定性的影响。结果表明:转速和压差越大,涡动比对密封力的影响效果越显著,刚度系数、阻尼系数的绝对值呈增大趋势,转速对交叉刚度系数和交叉阻尼系数影响显著,平面密封和迷宫密封交叉刚度系数分别增加了6.92倍和4.13倍,交叉阻尼系数分别增加了15.4倍和6.25倍;压差对直接刚度系数影响明显,平面密封与迷宫密封直接刚度系数分别增加了6.2倍和9.1倍。同时迷宫密封对应的涡动系数Ω_(f)小于平面密封,稳定性优于平面密封结构。

核主泵故障诊断研究现状与展望

实施“双碳”战略是一场影响广泛而深刻的经济社会系统性变革,如期实现“碳达峰、碳中和”目标离不开电力行业重大技术突破和科技创新支撑.核电凭借高能效、清洁无碳、电量稳定等优势,具有明显的经济效益,应用前景广阔.核安全是核电发展的生命线,核主泵作为核岛一回路系统中的“心脏”,其能否在长服役寿命周期内安全、稳定、可靠运行将直接影响整个核电机组的安全性,因此开展核主泵智能故障诊断与健康管理至关重要.首先,论述了故障诊断对核主泵安全稳定、可靠运行的意义;其次,介绍了核主泵的结构组成与工作原理;再次,阐述了核主泵常见故障类型及机理;从次,综述了近年来国内外学者在核主泵故障诊断与故障预警方面的研究成果;最后,对核主泵故障诊断未来研究方向进行了分析与展望.

核主泵机械密封可靠性Bayes分析的适应性

机械密封的可靠性对核主泵的安全稳定运行具有重要影响。为解决无失效数据情形下核主泵机械密封的可靠度评估问题,分析大亚湾核主泵机械密封的运行数据,确定其可靠度分布,建立结合Bayes理论的可靠性分析模型,利用Monte Carlo法从确定的可靠度分布中仿真出无失效数据,探讨无失效数据场合下,先验分布为Beta分布时,分组数c的取值对E-Bayes估计与多层Bayes估计精度的影响。研究表明:分组数c<8时,优先选择多层Bayes估计;c>8,优先选择E-Bayes估计,c=8时,2种方法的平均相对误差均达到较低水平且多层Bayes估计更低一些。研究成果对无失效数据场合下基于Bayes理论的核主泵机械密封可靠性分析具有指导意义。

小型堆核主泵内部流动特性数值计算

为研究不同工况下小型堆核主泵内部流动情况,采用计算流体动力学(CFD)数值模拟与试验相结合的方法,选取4种工况(0.6 Q d,0.8 Q d,1.0 Q d与1.2 Q d)进行内部流动特性分析,并选取具有典型意义的出口中心截面,以三维速度流线、速度分布云图、涡量分布云图等形式,对比考察了不同流量工况条件下泵内部流动规律及其变化趋势.通过分析叶轮与导叶之间的通道回转面压力、速度分布云图以及叶轮叶片与导叶叶片的叶片压力载荷曲线,解析了叶轮和导叶内部的流动分布和能量转换机制,从而为小型堆核主泵的水力优化设计提供直观认识.研究结果表明:在设计流量工况1.0 Q d下,小型堆核主泵内部流线平顺稳定,叶片工作面与背面压力载荷较稳定;在小流量工况0.6 Q d和0.8 Q d下,叶轮叶片上高压区增大;在大流量工况1.2 Q d运行时,泵内压力分布变化较大;试验结果与数值计算结果的一致性进一步验证了计算模型的准确性.研究结果不仅阐释了小型堆核主泵内部的流动特性,而且为小型堆核主泵的设计提供了一定的理论依据和应用指导.

叶轮流道面积变化规律对核主泵水力性能的影响

为了研究叶轮流道面积的变化规律对核主泵水力性能的影响,基于全局结构化网格,采用SST k-ω湍流模型,对5组具有不同流道面积变化规律的模型泵进行定常数值计算,研究分析水力性能最优时流道面积沿流动方向的变化特征,并对最优方案进行试验验证。结果表明:最优方案模型泵效率的计算值仅比试验值高出0.22%,关于效率的预测精度较高;叶轮内的压力场随流道面积分布规律的变化而变化,但速度剖面始终保持高度相似,影响叶轮水力效率的主要因素是压力场的分布特征;在流道的进口和出口面积保持不变的前提下,流道面积沿流动方向增加的速率呈现先快后缓的变化趋势时,叶轮的水力效率最高,比先缓后快变化趋势的水力效率提高了0.81%;在流道入口处保持较大的面积梯度,并使面积梯度沿流动方向快速减小,有利于提高叶轮的水力效率。

工况参数对核主泵水润滑推力轴承润滑性能和热弹变形的影响

针对第三代核电主泵水润滑轴承的工作特点,建立考虑热弹变形的推力轴承润滑性能的计算模型,研究推力轴承流、固、热耦合作用下的热弹流润滑特性,分析转速、载荷和瓦块弹性模量变化对水润滑推力轴承润滑性能和热弹变形的影响,计算的性能参数包括最小膜厚、最高温度、最大热变形和最大弹性变形。研究结果表明:最大热变形对转速和载荷的变化较为敏感,最大热变形随转速和载荷的增加而增大;最大弹性变形对载荷和弹性模量的变化较为敏感,最大弹性变形随载荷的增加而呈正比增大,最大弹性变形随弹性模量的增加减小的幅度较大。

“华龙一号”核主泵泵组转子轴向窜动量有限元分析

为了研究在自重、外部载荷和受热膨胀等因素下核主泵泵组相关部件对转子轴向窜动量的影响,通过建立某型号轴封型核主泵泵组的有限元分析模型,采用数值计算和试验验证相结合的方法对核主泵泵组的转子轴向窜动量进行了分析.研究结果表明:泵侧电动机支座和密封室区域之间的受热膨胀有利于核主泵机械密封自由补偿间隙,而电动机相关部件受外部载荷变形和受热变形较大,叠加转子自重变形和轴承设计游隙后总的轴向窜动量超过设计预期,将对核主泵泵组的正常运行产生负面影响;电动机转子部件的液压顶升试验结果与数值计算结果相吻合,验证了有限元分析计算结果的准确性;为了降低核主泵泵组转子的轴向窜动量,通过增加垫片和增大部分转子零件设计高度的方法对电动机推力轴承游隙和转子轴向窜动量进行了调整优化,并对调整优化后的核主泵泵组进行全流量试验验证,试验结果显示调整优化后的核主泵泵组转子轴向窜动量约为2.2 mm,试验过程中泵组各项性能指标运行稳定,符合设计预期.

核主泵轴系推力轴承复杂工况下的润滑性能分析

针对核主泵轴系工作时变载荷、润滑油水侵及转子倾斜等复杂工况,开展推力轴承的润滑性能研究;分析核主泵轴系推力轴承的结构和使用工况,建立推力轴承润滑性能的计算模型。针对核主泵运转过程中的变载荷工况,以不同载荷为输入参数,计算变载荷工况下推力轴承的最小油膜厚度、温升、摩擦力矩及功耗等润滑性能参数。针对润滑油水侵工况,选用含有质量分数1%海水的68号润滑油,分析润滑油混入空气中雾化海水时推力轴承的润滑性能。针对轴承转子倾斜工况,建立计入转子倾斜的推力轴承润滑性能计算模型,计算转子倾斜1′~20′时的润滑性能。研究结果表明:变载荷工况下最小油膜厚度随着载荷的增大而减小,在载荷为2000 kN时达到最小值;温升随着载荷的增大而增大,摩擦力矩及功耗均随载荷的增大而增大;海水入侵后润滑油的黏度会降低,从而影响轴承的承载能力;平衡块支撑结构对推力轴承有良好的均载效果,允许的轴线倾角可以达到10′。

“华龙一号”核主泵导叶过流面的滚压工艺研究

核电站轴封主泵导叶过流面的滚压技术一直是国际技术难题,是核主泵制造的关键技术。文中介绍了“华龙一号”轴封主泵自主研发的导叶过流面滚压技术,采用流体静力学滚压工具配合多种非标刀杆,使用适合的滚压参数完成了导叶过流面的滚压,这种技术有效地提高了导叶的寿命及主泵的使用寿命,成功完成了此项技术的国产化,并应用于轴封式核主泵的制造。

核主泵全尺寸大推力轴承多功能试验台架研究

介绍了用于核主泵大推力轴承性能测试的多功能试验台架,台架采用立式结构,并模拟了主泵运行加载原理设计而成;台架由加载系统、测试轴承及润滑系统、驱动电机、辅助冷却系统、监测控制系统构成;台架可实现0~±3000 kN加载力的精确控制、带载启停和模拟惰转停机等运行条件,模拟主泵实际运行工况下的轴向载荷;所有监测数据均进行实时存储,并能以数据表和曲线形式输出。该台架已在某核主泵大推力轴承国产化项目中进行了耐久运转试验验证,台架运行稳定,监测控制系统运行良好。

核主泵叶轮与导叶叶片数匹配规律的数值优化

为了阐明核主泵叶轮和导叶叶片数匹配特性对水力性能的影响。以缩比系数为0.5的模型泵为研究对象,基于核主泵几何参数,建立叶轮叶片数Z1和导叶叶片数Z2的多种匹配方案,通过数值方法预测多种匹配方案下核主泵设计工况下的水力性能。结果分析表明:只改变叶轮叶片数时,随着叶轮叶片数的增加,叶轮与泵扬程的增加趋势逐渐变缓;只改变导叶叶片数时,导叶叶片数的选取对核主泵效率影响的最大差值为8.48%。导叶和压水室内漩涡区和水力损失主要集中在以泵出口为起点沿叶轮旋转方向的半球形区域,且环形压水室的水力损失在总损失中所占比重最小为36.4%,表明环形压水室是核主泵水力损失最大的过流部件。根据多种叶片数匹配方案的结果分析,表明设计工况下核主泵叶轮与导叶叶片数的最佳匹配值为(Z_1=4,Z_2=9)、(Z_1=5,Z_2=12)、(Z_1=6,Z_2=11)和(Z_1=3,Z_2=7),即导叶叶片数在叶轮叶片数的2倍附近且两者互质时,泵的水力性能达到最佳值。研究结果为核主泵叶轮和导叶叶片数的选取提供了理论依据。

热弹变形对核主泵用流体静压型机械密封性能的影响

针对核主泵用流体静压型机械密封在高压和高速条件下,其密封性能易受端面热弹变形影响的特点,通过建立收敛台阶端面流体静压型机械密封的稳态传热模型,并考虑流体粘度随压力、温度的变化,建立端面流体膜压力和密封环温度的控制方程,采用有限差分法求解各控制方程,采用有限元法求解密封环热、弹变形,对密封进行流、固、热耦合分析,研究热弹变形对密封性能的影响;同时改变操作参数,研究端面温度、热弹变形、端面流体膜平衡间隙等随之产生的变化规律。结果表明,端面的弹性变形大于热变形;热弹变形的综合影响使端面由外径向内径形成收敛间隙,导致开启力、泄漏率和液膜刚度增加;动环角速度越高,流体温升越大,端面热变形越明显,泄漏率越大;流体注入温度越低,温粘效应越显著;流体注入压力越高,热弹变形量越大,密封端面平衡间隙亦越大。

核主泵小流量工况压力脉动特性

为研究小流量工况下核主泵内部压力脉动的变化规律,基于雷诺时均N-S方程和标准k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用CFX软件对核主泵小流量工况进行定常和非定常数值计算,得到泵内部流场和各工况监测点的压力脉动,并将时域信号进行快速傅里叶变换为频域信号。结果表明:核主泵内压力脉动明显,叶频在由压力脉动诱发的振动中起主导作用,主要表现为叶轮和导叶间的动静干涉。叶轮导叶流道内的回流造成了小流量工况叶轮和导叶流道及其周向的不稳定压力脉动,回流主要存在于叶轮和导叶进出口位置,因此该区域的压力波动剧烈且周期性差。核主泵的振动,不利于核电站的安全稳定运行,通过对小流量工况的压力脉动分析,对预测核主泵在极端工况下的动态特性和推进核主泵国产化具有十分重要的意义。

核主泵用双锥度端面流体静压机械密封热弹流效应研究

针对核主泵用双锥度端面流体静压型机械密封热弹流效应研究在高压和高速条件下,其密封性能易受端面热弹变形影响的特点,提出了收敛型双锥面流体静压型机械密封,并建立了热-流-固耦合数学模型;通过采用有限差分法求解端面温度和端面流体膜压的控制方程组,采用有限元法求解密封环的热、弹变形,对密封进行了流、固、热耦合分析,研究了热弹变形对密封性能的影响,并对单锥面和双锥面2种流体静压型机械密封的密封性能、温度分布进行了对比研究.结果表明:双锥面密封与单锥面密封相比,不仅稳定性更好,而且端面温度分布更均匀,可靠性更高,但是泄漏率略有上升;在泄漏入口处即高压侧,外锥面锥度的大小对开启力影响较大,而在泄漏出口处即低压侧,内锥面锥度的大小对泄漏率影响较大;内锥面宽度比取0.05左右时能获得较大的刚漏比.

核主泵用流体静压型机械密封性能的影响因素研究

以核主泵(Reactor coolant pumps,RCP)用流体静压型机械密封(Hydrostatic mechanical seal,HS-MS)为研究对象,考虑辅助密封圈的影响,采用MSC Marc有限元软件建立完整的动环组件非线性二维轴对称有限元模型,给出合理的动环简化边界约束条件;在此基础上,考虑密封端面间流体薄膜中液体的黏温与黏压效应,建立核主泵用流体静压型机械密封的多场耦合数值模型,采用有限差分法对Reynolds方程、能量方程、热传导方程等控制方程进行耦合求解,利用有限元法计算密封环端面热力变形,综合分析螺钉预紧力和O形圈位置对密封性能的影响。结果表明:合理的密封环约束边界简化模型对分析和设计流体静压型机械密封至关重要;螺钉预紧力和O形圈位置对密封性能影响显著。预紧力增大使开启力增大,泄漏率也变大;O形圈位置靠近外径时密封稳定性下降。

核主泵用流体动压型机械密封耦合模型与性能分析

以某型核主泵用流体动压型机械密封为对象,考虑密封环组件的接触和密封端面的流固耦合作用,建立了密封组件三维多场耦合模型,结合有限差分法和有限单元法,采用数值迭代技术进行了耦合场的计算.研究了高压下密封端面变形的特点和规律,分析了密封压力对密封性能的影响作用.结果表明:密封环端面产生径向收敛锥度和周向波度,高压侧密封深槽对密封端面周向波度的生成起重要作用,密封端面锥度的形成与密封环宏观结构密切相关.随密封压力的增大,密封端面收敛锥度和波度均增大,密封泄漏率增加,而端面摩擦系数减小.为在高压下形成较大的波度,建议将动压深槽加工在软质密封环端面上.