船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。

转速对核主泵空化特性的影响

为研究转速对核主泵空化性能及进口流态的影响,应用理论分析、数值计算和试验研究的方法,对AP1000核主泵进行不同转速下的数值模拟和空化试验,得到3种频率30,40,50 Hz下不同流量(0.7Qd,1.0Qd,1.3Qd)时的空化特性,并对叶轮进口截面静压分布与泵流动性能的影响关系进行分析.结果表明:转速对小流量工况下泵的空化性能影响较大;随着转速的降低,小流量工况下,空化性能曲线趋势变化比大流量工况下明显;在不同转速的额定流量下,转速较大时,模型核主泵在装置临界空化余量(NPSHC)减小时更容易接近临界空化状态;在转速较小时,临界空化余量(NPSHC)较小,且一旦发生空化,其扬程曲线斜率下降也相对平缓;在额定转速下,模型泵在大流量时更容易接近临界空化状态;随着转速和流量的减小,更容易造成模型泵在开始试验阶段进口处产生回流,扰乱进口的流场,从而造成局部空化严重.

专用堆型对应的核主泵正反转流动数值模拟

为了研究核主泵在定转速工况下的正反转特性,采用相似换算法,基于SST k-ω湍流模型与块结构化网格,对缩比系数为0.5的核主泵模型泵进行数值模拟.定义流量从泵进口流向出口为“+”,反之为“-”.在正转工况下分别对-0.8 Qd 到+2.0 Qd 流量范围内的16个工况点进行计算、反转工况下对-1.4 Qd 到+1.0 Qd 流量范围内的14个工况点进行计算,得到其全特性曲线.计算结果表明:在相同流量工况下,核主泵正转时的扬程与转矩总是高于反转时的扬程与转矩,叶轮扬程与泵扬程存在不同的变化趋势;在正转工况下,在-0.1 Qd 到+0.4 Qd 流量范围内,叶轮扬程曲线呈现反“N”型变化趋势;在反转工况下,在-0.4 Qd 到+0.1 Qd 流量范围内,叶轮扬程曲线呈一个明显的“V”型变化趋势;叶轮出口处产生二次流回流现象,这是正转小流量工况下叶轮扬程降低的主要原因,而叶轮与导叶之间过渡段区域内的环形高速带和叶轮流道内的大尺度涡是反转小流量工况下叶轮扬程降低的主要原因.

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。

华龙一号主泵转速测量系统研究

由于反应堆主泵转速信号的测量需采用高可靠性的安全级转速测量系统,而此类设备主要依赖进口,已成为我国核电发展的制约因素。该文分析了主泵转速测量系统设计中的关键问题,即感应器结构设计对测量信号的影响及干扰;采用仿真计算分析,得到了优化的感应器结构,同时改进了信号处理算法;使用主泵试验台架验证了该转速测量系统的功能性能。验证结果表明该系统可满足华龙一号对主泵转速信号的测量需求。

田湾核电站主泵诊断系统

田湾核电站主泵诊断系统由就地传感器、振动监视装置和信号存储分析计算机等组成,完成主泵振动、转速和轴位移的测量、存储、显示和信号分析等功能,并将热力工程和振动参数协同处理,向操作人员和维修人员提供主泵运行状态的诊断信息,提供消除主泵运行偏差和故障处理的方法和建议。

反应堆冷却剂流量控制研究

为优化反应堆冷却剂流量控制,提出了根据蒸发器蒸汽压力适时地连续改变反应堆冷却剂流量,以维持蒸发器蒸汽压力基本不变的控制策略。建立了被控对象的常微分数学模型,并根据当前实际控制工程领域仍然广泛采用传统PID控制的现状,设计了反应堆功率控制器和冷却剂泵转速控制器,并对其进行了详细阐释。根据蒸汽阀门开度阶跃变化整个闭环系统数值计算结果,确定了控制器参数。

核电厂主泵转速测量现状分析及可靠性改进

核电厂主泵转速前置器(简称前置器)是监测主泵转速的关键设备。核电厂运行20多年间出现数次由前置器自身问题引起的主泵转速测量故障,其根本原因是元器件质量问题和电路设计不够合理。为彻底解决转速测量异常问题,采用前置器1E级开发的改进性方案。新产品在电路开发方面进行了全面改进,在结构设计方面进行了局部优化,具有精度高、性能稳定、抗干扰能力强等特点,在现场进行实际运用后状态良好,提高了核电厂运行的安全性和可靠性。

反应堆冷却剂泵转速测量关键部件辐照试验设计

核电厂RCP系统是压水堆核电厂的关键设备之一。主泵转速监测设备的主要作用是监测反应堆冷却剂泵的转速。主泵转速频率电流转换器作为主泵转速监测设备的关键部件,属于K2类鉴定要求范畴,需要完成辐照试验。本文根据核电站现场辐照条件及用户使用寿命的需求,对辐照试验的试验方案和试验环境进行了设计。试验结论表明,试验方案可行有效,经验证,该设备在安装现场辐照剂量率不大于15m Sv/h的环境下,能够满足5年正常工作的可靠性要求。

320MW机组主泵转速前置器改进

主泵转速前置器是主泵转速测量的关键设备。秦山核电站针对转速前置器存在的元器件设计及选型不满足要求、测量性能不稳定、1E级鉴定试验不完整等问题,通过自行研发转速前置器,在电路结构设计、元器件选型方面进行了重新设计或优化,依据设备鉴定大纲和试验程序进行1E级鉴定,新研发的转速前置器具有精度高、性能稳定、抗干扰能力强等特点,在现场进行实际运用后状态良好,提高了设备的可靠性。

关于核电主泵轴系临界转速计算及稳定性标准的探讨

总结飞轮、叶轮以及非规则转子结构的简化方法;列举了目前主要的临界转速的判定标准;并以转子—轴承耦合系统为基础计算核电主泵临界转速和轴系的不平衡响应分析。

核电厂主泵核级转速测量故障诊断及改进优化

主泵核级转速信号作为核电厂反应堆冷却剂泵的重要监测和控制信号,关乎主泵和反应堆的安全稳定运行。结合主泵核级转速测量原理,对某百万核电机组出现的转速异常跳变案例进行分析,采用傅里叶变换和频域波形分析方法,找到转速异常跳变的根本原因。同时利用主泵核级转速模拟测试平台,对两种理论分析方法得到的结论加以验证。通过该理论分析方法,提出主泵核级转速测量系统的关键参数,对主泵核级转速处理机箱中截止频率、阈值电压进行修改测试,解决主泵核级转速异常跳变问题。

反应堆冷却剂泵转速监测系统浅析

主泵即反应堆冷却剂泵,它是反应堆冷却剂回路中唯一高速旋转的机械设备,也是压水堆核电厂重要设备之一。由于主泵转速信号经常出现异常,尤其是主泵转速产生高漂,为解决主泵转速高漂问题,本文主要对主泵转速监测系统的原理和功能出发,通过对秦二厂2号机组大修期间,主泵转速机箱及探头改造现场实践遇到的故障进行分析和试验,通过模拟现场缺陷进行分析和论证,提出了合理的解决方法,即提高转速机箱阈值和增大转速探头安装间隙,解决了主泵转速高漂和转速跳变问题,为后续的设备维护提供检修思路。

核主泵升速过程最高转速设定方法研究

为了得到CAP1400堆型主泵在提速升温过程中最高限制转速的设定方法,结合泵的第三相似定律和量纲分析,推导出轴向力和功率均不超过正常工作点的转速设定方法。参照主泵正常工作下的参数,求得AP1000和CAP1400主泵在启动过程中的最高转速设定值,其中AP1000主泵的计算值为87.5%n_0,略低于实际运行的设定值88%n_0。采用实验验证的数值计算方法对自主设计的主泵水力模型在不同设定方法下的轴向力和径向力进行计算。结果表明:参照轴向力的设定方法计算得到的轴向力小于正常工作值,与理论结果相符。