核电站冷凝泵首级叶轮与导流壳内流瞬态特性

为研究核电站冷凝泵首级叶轮与导流壳内流瞬态特性,建立叶轮与导流壳的水体模型并进行了数值模拟,得到不同工况下扬程波动的曲线、叶轮受到的径向力矢量分布以及设计工况下叶轮与导流壳内压力脉动的时域和频域特性。计算结果表明:大流量下的扬程振幅略高于小流量下的扬程振幅,当叶片出口掠经隔舌处时,扬程达到谷值,当叶片出口逐渐远离隔舌时,扬程达到峰值;从叶轮进口向叶轮出口压力脉动幅值递增;叶轮出口处,从叶片工作面向叶片背面压力脉动幅值递减,导流壳内部压力脉动主频接近叶频,导流壳隔舌附近的压力脉动振幅较大;叶轮在设计工况下径向力平均绝对值较小,且其指向大致与导流壳隔舌呈90°,当偏离设计工况时径向力产生明显的偏向。

核电站常规岛凝结水泵的设计研制

凝结水泵是核电站常规岛重要辅机之一。它的用途是将凝汽器热井的凝结水送至除氧器,同时向汽轮机旁路系统及疏水扩容器设备提供减温水。通过对秦山核电二期2x650MW机组常规岛凝结水泵的设计研制,证明了常规岛凝结水泵的设计研制是成功可靠的,可以在650-1000MW核电机组中广泛应用,并延伸至1750MW核电机组,完全实现国产化。