摘要：为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环结构对转子动力学特性以其稳定性的影响。结果表明:转速和压差越大,涡动比对密封力的影响效果越显著,刚度系数、阻尼系数的绝对值呈增大趋势,转速对交叉刚度系数和交叉阻尼系数影响显著,平面密封和迷宫密封交叉刚度系数分别增加了6.92倍和4.13倍,交叉阻尼系数分别增加了15.4倍和6.25倍;压差对直接刚度系数影响明显,平面密封与迷宫密封直接刚度系数分别增加了6.2倍和9.1倍。同时迷宫密封对应的涡动系数Ω_(f)小于平面密封,稳定性优于平面密封结构。

摘要：为了研究在自重、外部载荷和受热膨胀等因素下核主泵泵组相关部件对转子轴向窜动量的影响,通过建立某型号轴封型核主泵泵组的有限元分析模型,采用数值计算和试验验证相结合的方法对核主泵泵组的转子轴向窜动量进行了分析.研究结果表明:泵侧电动机支座和密封室区域之间的受热膨胀有利于核主泵机械密封自由补偿间隙,而电动机相关部件受外部载荷变形和受热变形较大,叠加转子自重变形和轴承设计游隙后总的轴向窜动量超过设计预期,将对核主泵泵组的正常运行产生负面影响;电动机转子部件的液压顶升试验结果与数值计算结果相吻合,验证了有限元分析计算结果的准确性;为了降低核主泵泵组转子的轴向窜动量,通过增加垫片和增大部分转子零件设计高度的方法对电动机推力轴承游隙和转子轴向窜动量进行了调整优化,并对调整优化后的核主泵泵组进行全流量试验验证,试验结果显示调整优化后的核主泵泵组转子轴向窜动量约为2.2 mm,试验过程中泵组各项性能指标运行稳定,符合设计预期.

摘要：为实现核主泵叶轮疲劳寿命预测,考虑叶轮高温高压的恶劣运行工况建立流-热-固耦合计算模型,应用ANSYS CFX软件对核主泵叶轮内部流动的压力载荷和温度载荷进行非定常数值计算,在ANSYS Workbench中实现载荷向结构的传递,并对叶轮动力响应疲劳载荷开展研究.利用雨流计数法对叶片危险部位的载荷数据进行统计分析,进一步结合Palmgren-Miner理论对核主泵叶轮的最小疲劳寿命周期进行预测.研究结果表明:叶轮在旋转过程中承受周期性交变应力的作用;叶轮叶片进、出口边与前、后盖板交接处容易发生内部应力集中,最大应力出现在叶片出口边与前盖板交接处,为142.57 MPa;叶片各危险部位承受应力波峰和波谷的时间基本一致;叶轮产生的疲劳为应力疲劳,疲劳破坏首先发生在叶片进口边与后盖板交接处;计算得到叶轮的疲劳寿命为277.94 a.研究结果可为叶轮的动态强度优化和疲劳设计提供一定参考.

摘要：随着人们对能源安全、环境保护和可持续发展的关注不断增加,核能作为一种清洁、高效的能源形式备受瞩目。核主泵作为核电站的重要组成部分,其水力性能的好坏关系到整个核电站是否能够长期安全稳定高效的运行。本文针对核主泵水力优化技术与水力稳定性的研究进展开展论述,介绍了核主泵水力性能的影响因素及其研究方法。以水力优化设计与压力脉动特性等方面为切入点深入探讨了核主泵水力优化技术与水力稳定性的研究现状,并简要介绍了核主泵压力脉动的形成原因;总结了已有的研究成果,并根据现有的研究基础展望了核主泵未来的技术发展趋势。

摘要：核主泵是核电厂的核心元件,核主泵机械密封在其中起到防止介质泄漏的作用。当前,我国核主泵密封装置相关技术和产品受到国外垄断限制,核主泵摩擦副在运行状态下泄漏严重破坏核电系统的稳定运行和长周期服役,其摩擦学性能直接影响核主泵的运行性能。对于动压式核主泵机械密封,若没有处于完全液膜润滑状态,密封装置会出现异常磨损和泄漏率增大导致核主泵故障。针对核主泵摩擦副的液膜特性,从数学模型计算和软件仿真两方面分析。对温度场、速度场和应力场等进行分析,总结了密封环及副密封材料、端面热变形对摩擦学性能的影响,概述了端面形状的动压润滑机理及波度面、槽型结构和加工方法等因素对摩擦磨损的影响,为核主泵密封性能的提高和可靠运行提供理论基础。

摘要：为了确保核主泵出厂前的安全性和功能性,验证核主泵各项性能,通过高温高压核主泵试验台的设计研究,介绍了试验台的组成、功能、安全设计等.开展了基于模型试验台结构的固有振动特性分析.研究发现,试验泵转动频率50 Hz附近的固有频率均位于离试验泵支撑较远的位置,对试验泵的运行不会产生影响;通过分析流致振动对试验台及核主泵的影响获得加固措施.试验台的设计考虑了回路升温时的热应力和位移,一方面保证核主泵在试验台上稳定运行,另一方面确保了回路系统冷、热交变和瞬态运行工况下试验台的安全.经测量,建造完成后的试验台回路在热应力的驱使下均朝预期方向发生了相应位移,位移量与理论计算基本一致.介绍了试验台脆性断裂失效、韧性断裂失效、接头泄漏失效、弹性或塑性失稳、均匀腐蚀失效等几种主要失效模式及相应预防措施.通过该试验台完成了小型反应堆核主泵相关的验证性试验.采用的设计技术和实施内容可以指导高温试验台的设计和建造,在工程和学术方面具有一定的参考价值.

摘要：为研究导叶安放角对核主泵水力性能的影响,对5种不同导叶安放角下的核主泵模型进行定常数值计算,并基于熵产理论分析了泵内流动损失变化。结果表明:在设计流量和大流量工况下,DY4模型的扬程和效率最高,最佳效率出现在设计流量下,相比DY1模型提升了3.68%;在设计流量和大流量工况下,DY4模型的压力和速度流线分布均匀且变化平稳,导叶和蜗壳内流动损失占比最低,高流动损失区域面积较小;在小流量工况下,DY5模型的扬程和效率最高,最高效率出现在流量比为0.8时;DY5模型导叶和蜗壳内静压明显高于其他模型,流道内速度变化均匀,导叶和蜗壳内流动损失最低。

摘要：为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现,由数值模拟得到的扬程和效率误差均在5%以内,验证了数值计算方法的正确性.在反应堆一回路中采用多孔介质模型,通过泵特性曲线与管路特性曲线的动态匹配,使得闭式系统RCP流量与额定工况值相差0.998%,扬程相差3.76%,二者误差较小,从而实现了管路阻力的动静态调节.研究结果表明:入口弯管内流动的周向对称性被破坏,其压力和速度分布呈现不均匀分布,受弯管曲率的影响,在离心力作用下产生二次流动;与均匀入流工况相比,非均匀入流工况下RCP入口处形成了一对回旋方向相反的旋涡,速度和压力的对称分布特性被破坏,且沿周向和径向的轴向速度变化均大于平均速度的80%.因此,本研究建立的数值预测方法可以为研究反应堆一回路对RCP叶轮入流特性的影响提供理论依据.

摘要：为研究惰转过程核主泵内部的流动规律,应用数值模拟的方法对核主泵内部流场进行计算,得到不同惰转流量时间(T_(Qi))下叶轮流道内压力脉动的时频特性.对叶轮压力脉动进行小波变换分析,并采用第二代涡识别方法Q准则对不同工况下各过流部件进行涡识别.研究结果表明:在惰转过程中,惰转初期压力脉动系数最大变化发生在导叶中部,随后最大变化率发生在叶轮与导叶的动静交界面,最后压力脉动变化趋于稳定;随着叶轮转速和流量逐渐减小,导叶做功区域向出口附近转移;隔舌部位由于结构特殊所受冲击较大,附近有回流产生,并有向流道中部扩散的迹象;压力脉动趋于稳定值,主要频率向低频转移,各部件流道内压力脉动规律性逐渐被破坏,其中导叶流道规律性变化趋势较为平缓;流道内的部分强涡区域呈现分离脱落迹象,并且数量逐渐减少;压水室内的涡核主要集中于左侧,与叶轮旋转方向有关.研究可为核主泵在惰转特性优化设计提供一定理论支撑.

摘要：可倾瓦轴承由于其固有稳定性获得广泛运用,而得出该结论有赖于忽略轴瓦惯性。以屏蔽式核主泵轴承为例,由于其采用水作为润滑介质,密度和黏度较低,所提供的刚度、阻尼较小,加之所受激励频率成分复杂,在轴瓦运动中惯性作用因素具主导性。因而对无惯性轴瓦轴承的稳定性讨论结论对其不适用,有必要进一步讨论轴瓦惯性的影响。以某型核主泵径向四瓦可倾瓦轴承为例,给出一种考虑轴瓦惯性的轴承动特性计算方法,计算不同轴颈涡动频率下该泵的动特性系数,并分析轴承稳定性。结果表明,考虑轴瓦惯性条件下,瓦间承载时四瓦可倾瓦轴承产生显著的负交叉刚度和负交叉阻尼;对稳定性的分析表明,该交叉刚度对总体稳定性影响较小,交叉阻尼则会削弱整体稳定性。