具有初始弯曲的不平衡转子碰摩条件的研究

建立了一个具有初始弯曲的不平衡转子模型,通过d'Alembert原理推导了振动方程。通过解析方法,分析了此类转子转静件间发生碰摩的条件。引入并求解了判断碰摩发生的碰摩因子和碰摩起始转速,分析了质量偏心量、初始弯曲长度、转子阻尼系数,和质量偏心与初始弯曲之间相位角对碰摩因子和碰摩转速的影响。该研究对于防止或预测此类转子碰摩的发生和降低碰摩带来的损失具有重要的意义。

超超临界汽轮机转子系统稳定性分析及试验研究

从有限元法出发,把转子和不转动的轴承-基础系统作为一个耦合的整体处理,开发了能够计入汽流激振的计算程序。通过带有迷宫式密封的超超临界汽轮机转子系统模拟试验台测试的临界转速与有限元分析结果的比较,验证了算法所用数学模型的正确性。然后,利用该程序对模拟试验台进行了转子系统稳定性分析,分析结果表明汽流激振对转子系统稳定性有较大影响。

转子-轴承-密封系统非线性动力学理论和试验研究

采用理论分析和试验研究相结合的方法,研究油膜力和密封力联合作用下转子轴承密封系统的非线性动力学特性和稳定性。将转子轴承密封试验台系统等效为Jeffcott系统,采用短轴承理论建立油膜力的非线性模型,采用Muszynska模型建立非线性的密封力。通过数值仿真研究在不同转子转速下密封力对系统非线性特性和稳定性的影响。将试验结果与理论计算进行比较,两者基本一致。

控制棒驱动机构动态提升特性研究

基于控制棒驱动机构的磁路和电路方程以及对控制棒驱动机构动态提升过程分析,分别推导出系统静态过程和动态过程的磁路-电路-机械运动耦合方程。采用解析解的方法求解提升起始电流和提升起始时间。采用ASME规范推荐的动态分析的数值仿真方法模拟控制棒驱动机构动态提升过程,分析磁极和衔铁间不同设计间隙下系统的提升特性。结果表明,衔铁起始提升时间随着设计间隙增大而增大,且设计间隙越大,提升所需时间越长;提升速度随着时间的增加而增大,且随着时间的增加,提升加速度增大,设计间隙越小,提升结束时的冲击加速度越大。

超超临界汽轮机转子系统的稳定性计算

考虑汽流激振的超超临界汽轮机转子系统的稳定性分析是个较新的课题。采用有限元法,对超超临界汽轮机轴系建模,将转子和不转动的轴承一基础系统作为一个耦合整体处理,开发了耦合计算程序,能够计入汽流激振,使计算更符合机组运行工况。开发的程序可以计算转子各阶模态振型与临界转速,进行稳定性的分析。算例计算的结果表明,方法和开发的程序正确合理,可以为超超临界汽轮机轴系稳定性的判断、结构与参数的设计起到一定作用。

控制棒驱动机构的分段非线性动态特性

控制棒驱动机构是核电厂中的重要安全设备,其动态特性是研究和设计该机构的关键.首先建立控制棒驱动机构的磁路和电路方程.然后基于控制棒驱动机构动态提升过程分析,将运动过程分为3个阶段,并分别推导出各阶段的磁路-电路-机械运动耦合方程.采用解析解和数值仿真两种方法相结合,求解了控制棒驱动机构分段的非线性方程.最终得出动态过程中电流、电磁力、衔铁速度、衔铁位移和衔铁加速度等一系列反应控制棒驱动机构动态特性的参数随时间的变化曲线,并得到了实验验证.

粘弹性阻尼器的力学特性分析

在正弦输入的假设下,推导了用分数微分Maxwell模型建模粘弹性阻尼器时力和位移的表达式,并用该表达式分析了阻尼器的力学特性。将该算法的理论计算分别与已有的理论计算和试验结果进行比较,结果吻合的都比较好,证明了该算法的正确性。同时根据该表达式给出了粘弹性阻尼器能量耗散的计算方法。

基于自适应AR模型的核电站松动件报警方法

为能快速准确地检测到核电站一回路零部件的松动或脱落,提出1种基于自适应AR(auto-regressive)模型的松动件报警方法。该方法利用自适应AR模型跟踪一回路中背景噪声的变化,先对信号进行白化处理,再计算白化后信号的短时均方根(RMS),设置RMS动态阈值实现报警。采用秦山核电站一号机组背景噪声和松动件碰撞信号叠加进行了仿真试验,结果表明,该方法能够在低信噪比和噪声复杂变化的条件下快速检测出松动件碰撞信号。

先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施

在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求,其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法。美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题,认为OBE不应当控制安全系统的设计,并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录,于1993年得到NRC批准。本文根据该备忘录内容整理了两大问题:取消OBE的背景和原因,取消OBE后所采用的措施和方法。并从核电厂构筑物、管道、支承件、设备以及电厂震后决策等几方面的抗震要求进行了论述。

核电厂管道振动原因分析及对策

管道是核电厂主要的组成部份。核电厂管道的振动往往引起管道的振动疲劳,长期积累致使管道开裂,严重时核电厂被迫停堆检修,甚至造成灾难性事故。为了减少此类事件的发生,本文总结了诱发核电厂管道振动的主要原因,有旋转设备的振动、水锤、流体脉动、气蚀、气液两相流、风载荷、地震载荷和人为误差等几种,并列举了相关事件案例,提出了常见的整改方案。本文旨在为核电厂管道的设计、建造、维护与整改等工作提供必要的参考依据。

轻水堆环境影响疲劳相关问题的研讨

美国核管会(NRC)在其管理导则RG 1.207中明确要求新建轻水堆核电厂设计中须考虑环境影响疲劳(Environmental Assisted Fatigue,EAF)问题。目前,我国新建核电厂在部件疲劳评价时尚未考虑EAF的影响。对环境影响疲劳的发展概况、疲劳裂纹和疲劳寿命的定义、ASME设计疲劳曲线、现有ASME疲劳设计方法的保守性、美国环境影响疲劳设计方法等方面作了探讨,同时根据NUREG/CR 6909中Fen表达式,给出了典型材料在温度、溶解氧浓度和硫含量确定的情况下,Fen与应变速率的关系曲线。通过对以上相关问题的归纳和总结,以期加深业界对核电厂环境影响疲劳问题和现有ASME疲劳设计方法的认识。

分数微分粘弹性流体振荡管道流的求解与分析

研究了分数微分Maxwell粘弹性流体在圆管中的振荡流动,导出了对时间具有分数阶导数的特殊运动方程,求解了振荡流的解析解.将解析解进行级数近似展开,分析了粘弹性流体在管道中的流动特性.研究发现:当速度表达式中自变量的系数较小时,速度呈抛物线分布;系数较大时,速度与半径无关;相位角滞后于压力梯度90°;中心线速度小于定常Poiseuille流动中心线上的速度;在管壁附近具有Richardson环形效应.

外激励作用下不平衡转子系统弯扭耦合非线性振动特性研究

采用Lagrange方程考虑6个方向的自由度,推导了考虑弯扭耦合振动的转子系统运动方程。分析了两种不平衡的作用,即静不平衡和动不平衡,同时考虑了重力和陀螺效应的影响。当外激励力和外激励力矩作用在该系统上时,采用数值仿真研究了系统弯扭耦合的非线性振动特性,发现系统所具有的各种非线性振动现象。对于建立比较完备的转子弯扭耦合振动模型和转子系统的故障诊断具有一定的意义。

核电厂用桥式起重机振动问题的分析及改造

2t桥式起重机是某核电厂乏燃料干式贮存系统操作的主要吊装设备,在设备安装调试阶段发现有明显的振动问题,由此带来严重的安全隐患。针对该问题从结构上进行了分析,并有针对性地设计了方案,最终通过有限元分析及实地改造对方案进行了验证。

水环境下两种不锈钢静、动摩擦系数的试验研究

目前,有关摩擦系数特别是静摩擦系数的研究是比较薄弱的领域。研发出线接触方式下的静摩擦系数测试装置,研究了F6NM马氏体不锈钢与SA-336 Type304H不锈钢摩擦副在不同温度、应力、粗糙度水环境下的静摩擦系数和动摩擦系数。研究发现:随着温度的升高,静、动摩擦系数均增大;静摩擦系数随着应力的增大而增大,而动摩擦系数随着应力的增大有所波动。粗糙度对静、动摩擦系数的影响与压力与静、动摩擦系数的影响相同。

反应堆贯穿件J形焊缝残余应力研究

焊接残余应力是引起应力腐蚀开裂的主要原因,准确地掌握残余应力的分布是对结构完整性评定的关键.为了探明反应堆压力容器顶盖控制棒驱动机构(control rod drive mechanism,CRDM)贯穿件J形焊缝残余应力的分布,本研究加工两个CRDM贯穿件实验模拟件,采用盲孔法测试两个J形接头的焊接残余应力.通过实验探明了CRDM贯穿件焊缝残余应力的分布规律,为反应堆压力容器结构完整性的研究提供必要参考.

粘性流体阻尼器的设计与试验

提出一种粘性流体阻尼器的结构设计方法,并进行试验验证。分析冲击载荷作用下粘性流体阻尼器的工作原理,基于Maxwell粘弹性流体模型,用分离变量法求解硅油流体流过活塞与缸壁之间间隙时的速度解和切应力,推导出阻尼力的数学表达式.并运用落锤冲击试验确定其中的参数。基于推导的阻尼力表达式选择满足指标要求的阻尼器结构尺寸,设计粘性流体阻尼器样机,并通过跌落试验研究不同冲击速度下阻尼器的力学特性。一方面,从试验分析得到的阻尼系数验证了所计算样机结构尺寸的准确性:另一方面,试验曲线与理论曲线吻合得很好,从而验证了阻尼力数学模型的合理性。

基于分形理论的反应堆零件松动报警

为提高核电站松动件监测系统的报警准确率,提出用非线性分形理论对松动件进行报警。通过分析背景噪声、松动件冲击信号和背景噪声下冲击信号的关联维数发现,关联维数的变化能很好地反映出反应堆运行中的零件松动情况。即不同质量的零件松动产生的冲击信号具有相近的关联维数,且与背景信号有明显的区别;在背景信号下的钢球冲击信号仍能表现出钢球冲击信号的特征。实验证明,即使在很小信噪比下,仍能有效检测出冲击信号。

压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究

2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。