核电厂主泵2号密封高压工况下运行特性研究

通过构建流固耦合分析数值模型及台架真实试验模拟试验,验证了2号密封的开启压力及动静态工况的全压承受能力,得出了2号密封开启压力为41 bar左右及无论在静态全压或动态全压工况均可保证泄漏量低于2700 L/h的设计要求值的结论。探索了2号密封在动静态工况下承受一回路全压时泄漏量的变化规律,对制定2号密封极限工况下的干预标准及措施具有重大意义。

某核主泵机械密封低压泄漏率高根本原因分析

某核主泵机械密封发生多次低压泄漏率高事件,严重影响主泵安全稳定运行,通过机械密封解体检查,发现这多起机械密封故障是共模故障。本文对机械密封低压泄漏率高典型事件进行了根本原因分析并提出了机械密封改进建议,对机械密封静环导套进行修复,主系统泄漏量下降近一半,取得了良好效果。

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.

核电厂丧失全部应急交流电事件的处理对策

压水堆核电厂一旦丧失全部应急交流电，除丧失堆芯衰变热载出的应急能力外，还会伴随发生反应堆冷却剂系的密封泄漏，最终可能导致堆芯裸露和熔化。本文简略地介绍了该事件的成因和严重后果，以及为解决该事件美国和法国在核电厂系统设计上所采用的补救措施和在事故中所使用的应急规程。最后，结合我国的实际情况提出了我们的对策。

动压机械密封副结构与性能分析

本文以300MW核主泵双向推力轴承油密封副为研究对象,通过数值模拟分析、连续运转试验等方法,研究了各密封性能参数的相互影响以及密封面结构与密封性能的内在关系。通过对机械密封动、静环的受力变形分析,研究了密封端面变形与性能参数之间的联系。在考虑空化和不考虑空化两种情况下,分别对密封面进行了流场分析。阐述了影响泄漏量关键参数的取值方式。通过计算分析和连续运行试验验证,证明了该密封副结构变形小,应力分布合理,得出了泄漏量和开启力与密封副压差、动环端面流体浅槽深度的关系,密封泄漏量满足设备运行要求。

小流量工况下混流式核主泵叶轮压力脉动分析

为探究小流量工况下混流式核主泵叶轮的压力脉动特性,基于计算流体力学方法,对核主泵迚行全流道定常与非定常数值模拟。寻找叶轮压力脉动的觃律,分析压力脉动的时域与频域特性,探究产生压力脉动的原因。结果表明,叶轮内压力脉动主要表现为叶频及其谐频诱发的振动,叶轮与导叶之间的动静干涉作用是叶轮内产生压力脉动的主要原因。叶轮叶片静压值以近似正弦的觃律变化,且主要集中于中低频压力脉动。随着流量的减少,叶轮叶片迚口处中低频压力脉动的幅值增大。若流量过小,整个叶轮的振动都将明显加剧。

核电厂全厂断电事故分析

全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。

福清核电2号机组主泵高压泄漏流量异常波动的分析与处理

反应堆冷却剂泵(简称主泵)是核电站的重要设备之一,被喻为反应堆冷却剂系统的心脏。机组运行期间如果主泵机械密封故障,会直接导致主泵的泄漏流量异常波动,波动情况严重时会导致机组发生核安全事故。首先对福清核电2号机组主泵机械密封进行介绍,然后根据福清核电2号机组主泵高压泄漏流量异常波动事件的处理过程,对主泵高压泄漏流量异常波动进行原因分析。参照同行电厂的相关经验反馈,并结合福清核电2号机组现场实际情况,最终总结出高压泄漏流量异常波动的处理方法和变更改造。目前福清核电2号机组高压泄漏流量变送器运行稳定,相关的变更项目也在按照计划实施。

方家山核电核岛疏水排气系统调试经验及问题反馈

本文主要介绍方家山核岛疏水排气系统的主要功能。着重阐述其放射性废水再注入工况的系统流程、控制要点和注意事项。描述调试过程中发现的问题:一.主泵低压泄漏流无法正常排出,随后提出的三种处理方案。再具体论述三种方案的特点,详细叙述最终方案的优点。最后重点阐述低压泄漏流改造后可能会产生废液过多、泵启动次数停过于频繁等值得重点关注点的问题。二.潜水泵初次启动无法正常运行。通过现场情况来判断问题根源并给出处理办法和处理结果。

秦山核电厂全厂失电事故序列分析

压水堆核电厂一旦丧失全部应急交流电,会伴随发生反应堆冷却剂泵的密封泄漏,最终可能导致堆芯裸露和熔化。本文在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。

深槽型主泵机械密封液膜特性分析

采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法,针对某新型核反应堆冷却剂泵(简称核主泵)机械密封的6种密封面方案进行分析研究,对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明,6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计,其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号;带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命,但同时带来了更高的低压泄漏率。