气-液条件下导叶出口位置对反应堆冷却剂主泵性能的影响

为研究在气-液两相流条件下,导叶出口边安放位置对反应堆冷却剂主泵(主泵)内部流场特性的影响,采用三维建模软件Pro/E建模,网格划分软件IECM划分非结构网格,计算流体动力学(CFD)软件CFX进行数值模拟。模拟过程中采用雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型,使用多相流模型中的混合物模型对主泵在气-液两相条件下的内部流场进行数值模拟。对不同导叶出口边安放位置时泵壳和导叶内的含气率分布、液相和气相相对速度分布进行研究。结果表明,在气-液两相流条件下,不同导叶出口边安放位置对导叶和泵壳内的含气率、相对速度分布有一定的影响;不同导叶出口边安放位置时,泵壳内的气体聚集程度不一样,当导叶出口边位于泵壳中心垂直平面上时,泵内部流动效果最佳。

核电站反应堆冷却剂主泵叶轮加热装置设计与应用

为实现反应堆冷却剂泵(简称"主泵")自主化维修,缩短主泵叶轮检修时间,现场检修人员通过对主泵结构和主泵叶轮检修工艺的分析,应用热力学方法设计了采用四周式布置大功率加热器的加热装置。同时根据设计的装置特点和现场的风险,制定特定的使用方法和操作风险控制措施。经现场验证,该套装置可用于主泵叶轮加热,有效实现了主泵叶轮的检修更换。

基于小波分析的主冷却剂泵转子故障诊断方法研究

小波分析具有降噪、多尺度分辨的特性,可以对主泵的典型故障进行故障特征提取。利用Simulink对主泵开裂纹、不对中及初始弯曲3个典型故障进行仿真得到振动曲线,并对振动曲线进行小波分析。结果表明,通过小波分析提取出的频谱信号可以有效地提取出故障特征信号。小波分析对于主冷却剂泵转子故障诊断是一种切实可行的方法,具有一定的应用价值和研究意义。

基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断

研究了基于主元分析的故障诊断方法,在对某核电厂主冷却剂泵的故障诊断仿真实验中,建立了15个测量参数异常情况的故障特征方向库。通过对实测数据进行分析,证明此方法用于核电站的主冷却剂泵的故障诊断是可行的。

主冷却剂泵三维流场数值模拟与分析

为深入理解和分析高温高压工况条件下某主冷却剂泵性能,采用计算流体力学方法(CFD)对其内部复杂的三维流场进行了数值模拟与分析.建立了某主冷却剂泵各部件几何模型,并对其进行网格划分.通过求解RANS方程对主冷却剂泵内部三维流场进行数值求解,湍流流动采用SST模型进行模拟.计算得到该泵在高、低设计转速时的扬程、功率和效率等性能参数.计算结果与试验数据相比较,误差在4%以内.分析表明采用CFD方法模拟结构复杂的主冷却剂泵内部流动是可行的.

主冷却剂泵变频调速方案可行性研究

从提高核动力装置安全性的角度出发,通过对变频调速技术及两种方案的对比计算研究,从理论上论证了主冷却剂泵采取变频调速方案的优点和可行性。

DSmT的主冷却剂泵并发故障融合方法分析

针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算;分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化,确定主冷却剂泵故障(并发故障)诊断总决策.结果表明,将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值,得出主冷却剂泵故障(并发故障)决策结果与实际工况相符,实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性.

大型核电机组冷却剂屏蔽主泵动态模型及响应特性研究

为了提高核安全性,新型压水堆核电机组冷却剂主泵采用无轴密封式屏蔽电动机泵,但其转动惯量明显小于常规轴密封泵,因此具有不同的动态响应特性。针对屏蔽主泵转动惯量较小、对电压、频率波动敏感等特性,考虑运行过程中的摩擦转矩,建立了屏蔽主泵动态模型,并将其接入核电机组系统仿真模型。比较验证了主泵动态模型的有效性,并仿真分析了主泵惰转特性和频率、电压扰动响应特性及其对堆芯功率的影响。结果表明,摩擦转矩对屏蔽主泵半流量惰转时间有较明显影响,建模时应予以考虑;频率扰动对主泵转速、流量的影响比电压扰动更明显,在运行中应提高厂用电供电质量。

主冷却剂泵变频启动的建模与仿真

主冷却剂泵在全压启动时,电机会产生很大的启动电流,而变频启动方式可以有效降低主冷却剂泵电机启动电流。本文建立了主冷却剂泵电机电磁转矩、电流数学模型,对主冷却剂泵的启动特性进行了研究。仿真结果表明,变频启动有效降低了主冷却泵电机的启动电流峰值,启动电流的峰值随着变频时间的增加而减小。

秦山第二核电厂主冷却剂泵低频保护的改进

通过对主冷却剂泵(RCP)低频保护判据的分析发现，低频判据采用相电压U_a，低电压闭锁采用线电压 U_(ab)，是造成 RCP 低频保护误动的根本原因，进而引起了停机停堆。因为当6kV 变压器 A 相发生单相接地故障时，U_a 降低，测频通道检测到频率低，但基本不变，低电压闭锁不能检测到电压低，从而开放低频保护逻辑。针对低频保护判据存在的缺陷，提出将测频和低电压闭锁的电压量都采用线电压，并取自同一 U/V 变换器的改进措施，改进后防止了低频保护误动，提高了可靠性。

压水堆核电厂冷却剂主循环泵的技术历程和发展(Ⅰ)

本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的NSSS中,第三代压水堆(PWR)主泵的有关问题。(由于篇幅关系,本文分两期刊出)

主冷却剂泵石墨瓦磨损原因分析

针对田湾核电机组主冷却剂泵(主泵)运行中出现的止推轴承石墨瓦块表面存在异常磨损的问题,根据水润滑轴承工作原理和磨损机理进行分析研究,发现磨损的主要原因是:1)主泵启、停过程摩擦副瓦块轴向载荷偏大;2)主泵内流体存在大量小气泡在高压作用下被压缩和凝结,使石墨瓦表面形成明显的空化腐蚀。因此,提出:1)长期投用电磁铁,可将主泵的轴向载荷由450kN降至约200kN(该方法正处于试验阶段);2)将主泵水箱封闭,采用盐水系统压力提高石墨瓦冷却回路静压力。该方案实施后主泵运行正常,未再发生因参数超标而导致的机组停机故障,有效解决了石墨瓦块表面磨损问题。

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨

介绍了我国将引进的第三代先进压水堆AP1000主冷却剂泵拟选用的变频设计方案和运行方式,分析了采用变频设计后对主冷却剂泵工作和反应堆运行带来的正面和负面影响。通过对主泵设计特性的分析,提出了变频器供电方案下的特殊要求。探讨了主泵变频设计和运行中应当考虑和注意的问题。

压水堆核电厂冷却剂主循环泵的技术历程和发展(Ⅱ)

本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的NSSS中,第三代压水堆(PWR)主泵的有关问题。

压水堆主冷却剂泵的发展

回顾了压水堆核电站主冷却剂泵(主泵)从无密封泵(屏蔽电机主泵)到轴封式主泵又到无密封泵(屏蔽电机主泵和湿定子电机主泵)的发展,介绍并比较其技术特点。

核电站主冷却剂泵可取出部件一体化吊装检修工艺探索

某核电站主冷却剂泵现有可取出部件检修工艺繁琐,检修工作大量占用环吊时间,直接影响机组大修关键路径的时长,影响大修工期,从而影响机组经济效益。另外由于工作环境空间狭小,人员操作不便,安全风险较大;主冷却剂泵间辐射剂量比较高,在主冷却剂泵间工作时间长,人员辐照剂量大。本文探索一种新的检修工艺,有效降低了安全风险,提高了工作效率。

高压变频器在核电厂反应堆主冷却剂泵上的应用

目前，AP1000核电厂反应堆主冷却剂泵（以下简称主泵）采用的是立式、单级屏蔽电动机泵。每个反应堆设置四台主泵，每台泵功率约为5500kW，电压等级为6．9kV，频率等级为60Hz。而厂用电电压等级为10．5kV、50Hz，与主泵要求的电压和频率等级不一致，无法直接为主泵供电，需要采取一定的措施。

田湾核电站主冷却剂泵现场动平衡试验

以田湾核电站主冷却剂泵为工程背景,介绍了田湾核电站5、6号机组RCP440-TB50型主泵结构、配套的振动监测系统,分析了5号机组3号主泵调试阶段出现的振动故障类型,给出振动故障的治理方法,总结了RCP440-TB50型主泵的振动特点。

秦山一期反应堆主冷却剂泵检修翻转台架有限元计算

本文通过建模和有限元计算对秦山一期反应堆主冷却剂泵的内插件翻转台架进行各种翻转姿态下的强度校核，以此判断内插件翻转台架是否符合使用要求，找出翻转台架使用过程中的最薄弱环节。

主冷却剂泵电机正工位配键可行性分析

核电站主冷却剂泵（以下简称主泵）电机“离线检修、整体更换”的维修策略一经提出便倍受各电厂的追捧，然而其实现过程并非一帆风顺。由于各型主泵结构差异，在电机“整体更换”的实施过程中面临各种各样的技术桎梏。国内某核电站主泵的联轴器为双键传动方式。因此配键是其实现电机整体更换的瓶颈。本文结合该型主泵的结构特征。详细论述了电机正工位配键在电厂现场实现的可行性，并给出具体的施工方案，为该型主泵的整体更换奠定了技术基础。