三代压水堆核主泵关键部件制造及工艺研究进展

核主泵作为反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,其正常运行对于整个核电站的安全至关重要.长期以来,核主泵制造的安全性与可靠性一直是中国核电技术发展的“卡脖子”难题.近年来,得益于国家对核电技术基础研究的大力投入,以及依托重大课题项目的推进,中国三代压水堆核主泵国产化进程在各个方面都取得了重大成果.文中从核主泵制造及工艺的角度,深入剖析叶轮、泵壳、定子、转子、屏蔽套、密封、轴承等关键部件的发展历程,并针对各部件的材料选择、加工、装配工艺、检测方法及技术体系等进行详细分析,总结了中国核主泵的制造进度及难点.最后,结合当前核主泵制造的现状,提出中国核主泵制造发展的相关建议,这对中国核电事业的国产化进程具有重要意义.

低黏润滑轴承可靠性强化试验中磁力加载研究

为给核主泵水润滑半尺寸轴承可靠性强化试验提供载荷环境，研究基于水润滑轴承失效模式的强化试验原理，并研制一套轴向和径向磁力加载系统。通过选择磨损、润滑和振动三种典型失效模式并给出对应的试验方案，研究水润滑轴承可靠性强化试验原理，揭示载荷与失效的定性和定量关系，据此提出水润滑半尺寸轴承强化试验的静／动载荷需求。设计并建造磁力加载系统，包括结构和测控两个模块。其中，轴向加载组件的静载与动载结构独立，径向加载组件采用8级式，测控模块支持开环和闭环两种控制策略。设计专项试验验证加载系统的性能。研究结果表明，磨损失效试验算例中比压增加20％时，瓦块磨损量增加1．0～1．2倍，启停次数减少50％～54％；轴向加载组件在间隙2mm、电流1．2A时可产生100kN静载，并可实现脉冲和谐波加载；径向加载组件可实现3．7kN静载、约500N幅值脉冲和115N幅值谐波动载功能。初步验证在水润滑轴承可靠性强化试验中引入电磁加载技术是可行的。针对引入加载装置的多场耦合轴承试验系统，采用人工调节电流的开环加载控制策略更有效。

反应堆主泵径向止推轴承水润滑回路自主改造创新

田湾核电站一期工程两台机组1391M型反应堆主泵径向止推轴承采用水润滑方式,是在世界大型商用压水堆中首次应用。由于原型设计存在缺陷,导致了一系列运行事件。江苏核电有限公司针对设计缺陷进行了自主技术改造创新,成功降低了主泵径向止推轴承释热率,缓解或避免了轴瓦的"空化"磨损,改善了径向止推轴承冷却效果。文章对主泵径向止推轴承水润滑回路的改造原因、改造设计方案与实施准备、实施情况与改造效果评价、后续工作计划等方面进行了详细的介绍。

反应堆冷却剂泵支承结构设计及分析

根据反应堆冷却剂泵支承设计需求,对传统的反应堆冷却剂泵支承结构进行了优化改进,提出了一种固有频率高、支承刚度大的新型支承结构。利用ANSYS有限元分析软件对不同结构形式、不同安装方式下支承结构的应力分布、固有频率及系统支承刚度进行了计算,对比分析了不同安装方式对于系统动力学特性的影响。计算结果表明新型反应堆冷却剂泵支承结构设计合理,能满足设计要求。

核电厂反应堆冷却剂泵水冷-润滑型轴承运行安全分析

目前,压水堆核电厂反应堆冷却剂泵径向止推轴承一般采用油冷却-润滑型,仅VVER型压水堆部分机组反应堆冷却剂泵的径向止推轴承采用水冷却-润滑型。通过对水冷却-润滑型径向止推轴承关键参数——轴承释热率的影响参数进行逐一分析,运用数学建模计算分析,发现反应堆冷却剂泵的启动电磁铁长期投运后能够有效控制轴承释热率,从而保证反应堆冷却剂泵长期、稳定、安全运行。

单相及两相水润滑介质的物性参数获取

核主泵轴承水介质在高温下受热出现两相现象,气液两相对核主泵轴承性能有一定的影响,有必要对单相及两相下水介质物性参数进行研究。研究核主泵轴承工况的水介质物性情况,获取水介质在单相及两相的物性参数。研究结果表明:单相(液相或气相)水介质在一定的压力和温度下,可建立单相水介质密度和黏度随压力和温度的关系或直接查表获得物性参数(密度、黏度);两相水介质物性参数的确定可以采用两相均质混合模型方法进行计算,从液态变成全气态的水介质黏度和密度连续下降至全液态时的1/6。

熔盐堆高温熔盐泵液下轴承表面织构分析与优化

高温熔盐泵是使用熔盐冷却剂热工回路的"心脏",为回路中的熔盐强迫循环提供动力。目前熔盐堆使用的高温熔盐泵采用悬臂式结构,其较长的液下主轴需要采用滑动轴承支撑。在轴承表面加工出具有一定尺寸和规则排列的几何形状,是改善轴承表面摩擦学特性提高承载能力一种有效手段。本文采用有限体积法对高温熔盐泵轴承进行研究,以光滑轴承作为对比项,分析了长条织构、圆形织构、正方形织构和十字形织构对轴承承载能力的影响,通过优化织构的形状、密度、深度等参数,得到长度8 mm、宽度3 mm、深度20μm的十字形织构,这种织构形式的轴承承压能力最好,可以为高温熔盐泵轴承设计提供有效的理论指导。

基于正交试验的核主泵水导轴承润滑特性分析

为了更加准确地分析核主泵水导轴承性能,提高轴系设计的可靠性及其泵机组的安全稳定性,基于有限差分方法求解Reynolds方程,建立水导轴承的流体动力润滑仿真模型。采用正交试验方法完成以偏心率、半径间隙、长径比和转速为优化参数,以轴承承载力、功率损耗、最大液膜压力和最小液膜厚度为轴承性能指标的试验设计。通过极差分析得到各参数对水导轴承各性能影响的主次顺序和一组最优参数组合。结果表明:影响轴承承载力和功率损耗最显著的因素是转速,影响最小液膜厚度和最大液膜压力最显著的因素是偏心率。在满足多目标性能最优的条件下,综合分析该核主泵水导轴承最优设计参数组合为偏心率取0.6、半径间隙取0.3 mm、长径比取1和转速取1500 r/min。

液膜参数对核主泵水导轴承动静态特性的影响

为了对水导轴承的液膜几何参数进行优化设计,掌握不同工况下液膜几何参数对核主泵水导轴承动静态特性的影响,基于有限差分法分析了偏心率、半径间隙和长径比等参数对水导轴承动静态特性的影响规律。结果表明:轴承承载力和功率损耗随偏心率和长径比的增大而增大,随半径间隙的增大而减小;轴承阻尼系数随偏心率和长径比的增大而增大,随半径间隙的增大而减小;在保证轴承承载力和液膜稳定性要求并尽量降低功耗的条件下,对主泵水导轴承进行设计时,取偏心率为0.5~0.7,半径间隙为0.2~0.3 mm,长径比为0.8~1.0较为合适。

核主泵滑油冷却器的设计与试验研究

根据核主泵滑油冷却器的设计要求,研发了一种换热性能和流体阻力均满足要求的泡状板式滑油冷却器.采用泡状换热板增强换热效果并减小流体阻力.通过设计计算、强度计算和抗震分析对滑油冷却器进行了理论验证.理论计算得到的冷却水出口温度为44.67℃,滑油的压降为0.07MPa,冷却水的压降为0.015MPa,换热功率为67.76kW.模态分析得到的频率均大于规定的50Hz.在3种工况载荷组合下,分别对0/A,B和D等级进行了应力计算,表明薄膜应力和薄膜+弯曲应力的计算值在规定的应力限值内满足ASME规范要求.计算结果表明设计的滑油冷却器满足设计要求且安全可靠性高.同时,对滑油冷却器的传热性能和流体阻力进行了试验测试,各项结果符合设计条件,且放热量与吸热量的热平衡误差为1.83%,符合热平衡的试验要求.针对滑油冷却器的设计提出的新思路,可以为板式滑油冷却器的改进与优化提供借鉴.

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。

最小二乘估计在主泵电机推力轴承间隙测量中的应用

通过对核电主泵电机推力轴承间隙测量过程的研究,建立了载荷与位移关系的模型。运用最小二乘估计的方法得到回归方程,并用假设检验的方式验证其显著性,最终得到推力轴承间隙的估计值,为实际工程实践提供参考。

核主泵屏蔽电机推力轴承套筒密封环数值分析与优化

基于标准k-ε湍流模型和Navier-Stokes方程对核主泵屏蔽电机下飞轮区域进行数值模拟,研究了两种推力轴承套筒密封环结构的瞬态流动特征,得到速度、损耗以及压力脉动等结果。计算表明,新密封结构可以有效的改善冷却水流动,减少压力脉动影响。为核电站主泵电机推力轴承套筒设计和优化提供了有益的参考。

核电主泵失电惰转时推力轴承动态特性分析

分析了核电主泵冷、热态工况下失电惰转时推力轴承的动态特性。首先推导了转子轴向力的变化关系式,并基于雷诺润滑理论对推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法进行数值计算并编制了计算程序。利用程序对主泵推力轴承若干设计工况进行了验算,结果与设计预期相符。随后利用计算程序分别对冷、热态工况下主泵失电惰转时推力轴承的动态特性进行了模拟,结果表明:热态工况下主泵惰转至低转速时推力轴承最小油膜厚度低于经验安全值,且最高温度迅速上升,对主泵惰转不利;冷态工况下惰转预计是安全的。

反应堆冷却剂泵电机漏油原因分析

针对某核电厂主泵电机轴承漏油问题进行原因分析。分析认为,电机运行时产生的"风扇"效应、轴承箱尺寸和储油量限制、未设置有效的润滑油凝结收回装置等是下导轴承润滑油、油气泄漏的主要原因。经计算流体动力学(CFD)分析表明,通过在下导轴承上方设置隔板、密封,在上、下轴承上方增设油气凝结装置及回油通道,可在不改变电机现有主体结构和轴承内部构件的基础上,进一步改善电机轴承漏油问题。

核主泵推力轴承主瓦温差与装配关系研究

轴封式反应堆冷却剂泵(简称"核主泵")是压水堆核电站中核岛一回路最关键的主设备之一,是一回路系统中唯一的旋转设备,属于高温、高压、受核辐照的压力边界一级设备。对于核主泵设备有很多关键部套组成,其中油润滑推力轴承是支撑核主泵转子的系统的重要部件,决定了核主泵能否可靠长期运行。通过对核主泵的结构特点、运行条件,零部件的装配关系,研究温差问题产生的原因和解决温度不均的方法。

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。