核电厂给水泵液力耦合器增速齿轮频繁损伤分析及预防

核电厂电动主给水泵用于除氧器的水抽出,升压后经高压加热器送到蒸汽发生器,并通过液力耦合器控制泵的转速,以维持二回路汽水母管压差在整定值,液力耦合器故障将对反应堆安全运行造成严重威胁。分析液力耦合器增速齿轮多次断裂的原因,并提出相应的预防应对方法,确保给水泵的安全稳定运行。

活塞环表面MoS_(2)薄膜在干摩擦和贫油润滑条件下的摩擦学性能研究

大功率、长冲程和高爆发压柴油机是交通运输、工程机械、国防装备和核电应急发电机领域的重要动力设备。柴油机关键运动副活塞环-缸套在冷/热启动时,缸套的上下止点位置处于干摩擦或贫油润滑状态,易发生局部异常磨损导致动力性能丧失。为抑制活塞环-缸套运动副的异常磨损,采用磁控溅射技术在活塞环表面制备了MoS_(2)薄膜;利用SRV-IV微动摩擦磨损试验机模拟柴油机频繁冷/热启动工况,评价了表面附加MoS_(2)薄膜的活塞环与缸套摩擦副的摩擦学性能;利用扫描电镜(SEM)表征了MoS_(2)薄膜微观结构和摩擦前后摩擦副的表面形貌。结果表明:相比于原始CKS活塞环-缸套,MoS_(2)薄膜活塞环-缸套在干摩擦条件下的摩擦系数从1.07大幅降低至0.11,缸套磨损率从8.61×10^(-6) mm^(3)/(N·m)降低至3.71×10^(-8) mm^(3)/(N·m);在常温贫油条件下摩擦系数从0.18降低至0.11,磨损率从1.43×10^(-7) mm^(3)/(N·m)降低至3.22×10^(-8) mm^(3)/(N·m);在高温贫油条件下摩擦系数从0.12降低至0.08,磨损率从7.08×10^(-8) mm^(3)/(N·m)降低至1.12×10^(-8 )mm^(3)/(N·m);摩擦过程中活塞环表面MoS_(2)薄膜的转移是摩擦副摩擦学性能提升的主要原因。

核主泵2号密封变形机理及泄漏特性数值研究

核主泵2号密封在事故工况下,需要承受一回路高压,由于缺乏2号密封在承受高压条件下的密封机理研究,严重制约2号密封承受高压时的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵2号密封,提出一种流固耦合分析数值模型并通过台架试验验证,系统阐述了核主泵2号密封承受高压时由摩擦面密封向流体静压型密封的转变机理,并研究了动环锥角、泄漏量随压差增加的变化规律。通过数值研究,发现2号密封锥角和泄漏量在5 MPa压差左右出现拐点,动环锥角最大约为0.05°,随着压差进一步增加,动环锥角基本保持不变,泄漏量则随压差呈现近似线性上升。

核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性研究

核电厂一回路主泵静压轴封现场运行期间,多次出现超出厂家运行技术要求的工况,由于缺乏主泵静压轴封运行参数影响机理研究,严重制约着轴封极限运行工况下的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵双锥角静压轴封,提出一种流固耦合分析数值模型,系统阐述了极低压差、极限温度、内外锥角等关键因素对密封泄漏特性的影响机理。通过对极限工况运行可靠性进行研究,提出极限运行工况建议值,即压差不低于0.6 MPa,极限注入温度不高于100℃。可以为现场核主泵静压轴封极限工况下运行可靠性评价提供量化参考和指导。

核电厂核级泵出力性能控制偏差研究

核电厂核级泵定期试验出力性能偏差过大时,只能通过经验评价核级泵的可用性,存在运行风险。以某核电厂SEC泵为例,建立系统的一维仿真模型,根据系统设计参数和下游用户需求确定SEC系统的运行的极限边界,并采用性能曲线平移作图法,明确泵性能曲线的控制偏差。为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。

核电厂上充泵推力轴承损伤成因及运维优化研究

推力轴承是核电厂上充泵可靠运行的关键部件之一,用于承受泵轴的轴向载荷以及限制泵轴的轴向位移。针对上充泵推力轴承运维中频繁出现的损伤问题,开展其损伤成因分析,研究其运维优化工艺和措施,提升了上充泵运行的可靠性。

核电厂上充泵叶轮加工偏差对其流动性能的影响研究

上充泵是核电厂最关键的动力设备之一。针对上充泵首级叶轮卡环多次发生断裂现状,调查分析发现卡环断裂与叶轮加工偏差有关。基于数值模拟仿真技术,建立上充泵首级叶轮的仿真模型,分析叶轮加工偏差对其内部流动性能的影响。研究结果为上充泵维修提供重要依据,确保上充泵安全稳定运行。

某核电站汽轮机中压调阀拒动及慢关超时原因分析

针对某核电站5号机组汽轮机多个中压调节阀拒动及慢关试验超时异常进行了原因分析。通过对现场设备、控制和液压重要参数进行排查,锁定可能的故障模式,并开发出比例阀在线故障诊断装置,通过现场试验研究,分析各项参数对调节阀拒动和慢关试验成功率的影响,最终确定根本原因为C375比例阀主阀芯的摩擦力大、部分中调阀集管块表面平面度差。根据分析结果,提出了清洁集管块平面、提高比例阀减压阀后压力的纠正措施,成功解决了中压调节阀拒动和慢关超时问题。

核电厂CRF循环水泵推力轴承材料剥落损伤机理研究

核电厂CRF循环水泵选用球面圆锥滚子轴承作为推力轴承,是重要的轴向承载部件,其外圈多次发生材料剥落损伤问题。对损伤的推力轴承开展化学成分、材料硬度、剥落微观形貌、显微组织、应力分布等分析,得出以下结论:推力轴承外滚道在过大载荷作用下会加速产生异常白色组织(“蝴蝶斑”),从而发生材料疲劳剥落。该分析结果为核电厂CRF循环水泵的推力轴承选型和维修优化提供了理论支撑。

核电厂凝汽器泄漏共性问题分析及防治

核电厂某型凝汽器多次出现因钛管开裂导致海水泄漏问题,严重影响机组安全稳定运行。本文通过对历次事件规律统计分析和钛管金属学分析,确认钛管开裂问题均发生于单列运行或甩负荷工况下,钛管断口性质为疲劳开裂。通过研究该类型凝汽器设计准则,并与行业设计准则对比分析,发现该类型凝汽器在临界流速选取和实际流场不均匀性方面考虑不足,且当机组处于凝汽器单列运行工况下,机组运行功率过高,进一步促使钛管产生流体弹性激振问题。最后,通过加装防振条、预防性堵管以及单列运行机组功率控制等措施,有效降低了凝汽器海水泄漏风险。新设计的该型凝汽器也对此进行了改进,缩短了钛管跨距,从根本上提高了钛管产生流体弹性激振的安全裕度。

核电厂应急柴油机喷油器失效原因分析

某核电厂MTU956应急柴油发电机组在满功率试验中燃油精滤器大量漏油,并伴随燃气喷射。检查发现A5、A6、B9缸喷油器异常渗漏,导致柴油机紧急停机检修,造成大修关键路径延误。通过对喷油器建模进行密封性能校核以及对喷油器主要部件的材料学检测,结合对事发核电厂检修工艺的审视,诊断确认喷油器渗漏的根本原因为检修工艺转化不完善,对核电厂应急柴油机运维具有重要借鉴意义。

核电厂通风系统电机轴断裂根本原因分析

本文针对岭澳核电站通风系统电机轴断裂事件,从电机轴可能断裂的故障模式出发,综合运用金相分析、电镜扫描、光谱元素测定、力学计算分析等方法,结合现场维修改造及实验测试反馈,逐一对轴断裂可能原因进行了分析论证和逻辑推理,最终找出了轴断裂的根本原因与促成因素,同时从电机维修管理和控制调节方面提出了有效的改进措施。

核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂原因分析

本文应用残余应力测试、化学分析、金相观察、硬度检测及断口分析,结合有限元应力分布分析等方法,对核电厂安全壳喷淋系统隔离阀上阀座开裂进行了原因分析。实验室分析结果表明,阀座环向残余应力数值较低,裂纹源未发现腐蚀现象,基体组织与硬度测试均未见异常。化学成分测试表明,材料成分满足标准要求。有限元计算结果表明,阀座受到了异常的过载应力。综合分析表明,上阀座开裂的原因主要是由于受力过载,并且针对根本原因制定了对应的改进措施。

大亚湾及岭澳核电站旁路给水隔离阀导流环缺损原因分析

对大亚湾及岭澳核电站所有的旁路给水隔离阀进行解体检查时,发现导流环均存在不同程度的缺损。对缺损的导流环进行宏观形貌、化学成分、金相、扫描电镜、流体力学模拟等分析。结果表明,导流环的介质流速超出厂家要求限值从而使导流环发生流体加速腐蚀和空泡腐蚀。根据导流环缺损原因,提出了相应的纠正措施。

枞树形管束凝汽器流体弹性激振特性数值研究

为研究枞树形管束凝汽器的流动及换热特性,识别易产生流体弹性激振的高风险区,采用基于多孔介质模型的CFD方法对凝汽器在不同运行工况下的激振风险进行数值研究,获得管束区域风险系数分布。根据研究结果,当机组处于额定运行工况,凝汽器管束区域最大流速为62.7m/s,风险系数最大值为0.38;而当机组处于海水温度为10℃(冬季)叠加汽轮机甩负荷工况下,管束区域最大流速为137.8m/s,风险系数最大值高达0.96,超出设计值的0.64。受管束阻力影响,高风险区主要分布于管指表层区域钛管,与实际开裂位置相符。枞树形管束指缝区域风险系数由外向内急剧下降,而管指顶部区域风险系数平缓下降,需要针对性地采取预防性堵管或者加装防振条等措施。

核电厂反应堆指套管磨损过快治理技术探索

核电厂堆芯指套管为核电厂反应堆中子通量测量探头提供导向和通道。指套管磨损泄漏将破坏核电厂反应堆一回路压力边界,严重影响核电厂安全稳定运行。分析核电厂反应堆指套管磨损过快的主要原因。针对磨损过快原因,分析和探讨各种指套管磨损治理技术的应用效果,为核电厂反应堆指套管磨损过快的问题解决提供参考借鉴。

平衡降流型管束电厂凝汽器热力特性数值研究

通过数值计算与分析,发现引进型300MW汽轮发电机组的凝汽器存在上、下管束模块之间有左右贯通的水平蒸汽通道以及每个管束模块内无独立的空冷区两大技术缺陷,进而指出只有采用整体置换为先进管束才能显著改善凝汽器的热力性能。通过讨论管束水模拟试验和凝汽器全尺寸试验的局限性,指出数值模拟计算是研究现代大型电厂凝汽器热力性能的唯一有效方法。

某大型柴油机连杆大头轴瓦微动磨损分析

通过使用AVL Excite PU软件和Abaqus软件的联合仿真,在大型V18柴油发电机上进行连杆大头轴瓦微动磨损分析,通过计算微动磨损指示参数(FIP)研究不同装配条件下轴瓦是否会产生微动磨损现象。结果表明:按照当前的装配条件,有可能会产生微动磨损,对于该大型发电机来讲小量级的轴瓦过盈量差别对于微动磨损的影响很小,并且如果螺栓预紧力施加小于设计所要求的力,产生微动磨损的可能性将增大。除此以外,本文对于连杆瓦座余高、连杆瓦座尺寸的上下偏差进行了不同的案例研究。

核电厂凝汽器堵管状态研究及可用性分析

核电厂某型凝汽器多次发生钛管振动大导致海水泄漏问题,采取预防性堵管措施后影响凝汽器运行效率。随着防振条的全面加装,凝汽器钛管振动大的问题已经得到控制,已堵钛管已经具备恢复可用性的基础。针对凝汽器内部已堵钛管的实际状态进行专项研究,已堵钛管的缺陷类型主要为减薄,减薄程度在10%~30%,主要分布于A1/B4模块靠近壳体壁面侧,其力学性能、化学成分、金相组织和振动特性未见异常。本研究可以为后续凝汽器已堵钛管恢复可用性提供参考。

某核电厂冷却水泵叶轮的裂纹成因分析与制造工艺改进

在某1 000 MW核电机组的多台同型号设备冷却水泵检修过程中发现其叶轮普遍存在裂纹。从裂纹形貌、材料性能、铸造工艺、热处理工艺等多方面对叶轮出现裂纹的原因进行了分析。结果表明:材料铸造过程中出现的气孔和疏松等冶金缺陷是叶轮叶片出现裂纹的主要原因。对叶轮的铸造工艺及热处理工艺提出了改进措施,采用新生产工艺可以消除叶轮中的裂纹、穿孔等铸造缺陷,提高了叶轮的质量及服役性能。