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铅铋反应堆作为第 4代反应堆型中最具有发展潜力的堆型之一,可为我国"双碳"目标提供强力支撑.其中铅铋主泵是铅铋反应堆冷却回路中的关键设备,其水力性能直接影响反应堆的安全性与经济性.针对液态铅铋介质带来的复杂流动问题,本文对所设计的铅铋泵模型进行数值模拟研究,分析了泵内压力场、速度场、涡结构及压力脉动特性.结果表明:叶轮叶片存在显著压差,前缘低压区易诱发流动分离;导叶尾缘存在脱落涡影响流场稳定,出口扩管导致约 2%扬程损失.动静干涉使入口及导叶流域产生周期性压力脉动,脉动振幅沿流动方向逐渐降低.研究揭示了泵内复杂流动机制,可为水力性能优化提供依据.
铅铋合金反应堆冷却剂泵数值模拟速度场压力脉动
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为研究铅冷快堆(LFR)主泵入口结构对核主泵内部流动与水力性能的影响,本文建立主泵入口结构水力模型.结合数值计算与理论分析,采用 SST k-ω 湍流模型,借助 ANSYS CFX 软件对带入口结构的铅铋主泵开展瞬态数值模拟,并与无入口结构的主泵进行流场及性能对比,探究入口结构对泵内流动规律与水力性能的作用规律.结果表明:主泵增设入口结构后,轴功率增大,扬程提升 4.5%,叶轮主流区扬程同步上升;该结构会造成主泵入口流场分布不均,叶轮入口处产生多组涡旋与二次流,进而改变叶轮入口液流角;流场不均匀最终导致主泵水力效率降低.因此,核主泵工程应用需重点开展泵体与入口结构的耦合设计,在保证水力性能的前提下,削弱入口结构对叶轮入口流场的干扰.
铅冷快堆核主泵入口结构非均匀入流数值模拟试验验证
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[目的]我国CPR1000机组设计有汽动辅助给水泵,其疏水器主要用于排出位于辅助给水泵汽轮机上游的汽水分离器的疏水,从而避免疏水进入泵的驱动汽轮机,确保事故工况下辅助给水泵的可用性.目前,CPR1000机组汽动辅助给水泵的疏水器普遍采用倒置桶型疏水阀,其均为非安全级、无抗震要求、无制造规范等级要求的非核级设备,也未遵循与核级设备相匹配的设计、制造、质保及运维要求,不利于确保汽动辅助给水泵的可靠性.为了进一步提高CPR1000机组汽动辅助给水泵的可靠性,进行本研究.[方法]通过调研CPR1000机组设计建造阶段所遵循的核安全法规、导则和规范的安全分级要求,以及国内外同类参考机组汽动辅助给水泵疏水设备的安全分级情况,并结合汽动辅助给水泵疏水器的安全功能、工作原理、故障后果、故障后可采取的缓解措施及其有效性、相关的事故规程现状的分析结果,为汽动辅助给水泵疏水器提出了更为合理的安全分级优化建议.[结果]调研和分析结论表明:CPR1000机组汽动辅助给水泵疏水器的分级现状与CPR1000机组设计建造阶段所遵照的核安全导则、规范存在偏差,不利于保障汽动辅助给水泵的可靠性.因此,建议将汽动辅助给水泵疏水器提升为安全3级,抗震1A类,RCC-M 2级设备.[结论]本研究针对汽动辅助给水泵的疏水器提出的安全分级优化建议,旨在提高CPR1000机组汽动辅助给水泵的可靠性,进而提升CPR1000机组的安全水平.同时,研究中使用的安全分级方法对核电厂同类核级机械设备的安全分级具有针对性的指导意义.
CPR1000机组汽动辅助给水泵疏水器安全分级
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放射性废钠处理是钠冷快堆运行、维修和退役期间面临的重要技术挑战和安全问题.为了自主掌握连续性废钠处理工艺技术,本研究根据工艺的化学基础特点开发了基于钠水反应的连续性废钠处理工艺,通过工艺流程仿真确定了工艺参数和关键设备设计输入,基于此研制了钠水反应器、钠计量泵等关键设备,建立了连续性钠处理综合实验回路.经过 12 h的长周期、连续处理实验考验,实现了以 40 kg/h钠处理流量的稳定、连续钠水反应,同时经碱液循环冷却确保了钠水反应器中碱液平均温度始终低于 80℃,且氢气排放功能安全有效,验证了主工艺及研发设备的可靠性和安全性,自主掌握了放射性废钠连续处理主工艺技术.
放射性废钠处理钠水反应工艺流程实验验证
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主泵调试启停频繁,工况跨度大.主泵轴承受力及运行状态会随系统动态改变.结合稳态、启停瞬态工况,分析轴承受力、轴承温度、顶轴油压、轴位移及惰转特性,总结各参数变化规律;针对异常易发工况提出有针对性的处置措施,为该型主泵调试与运行的轴承防护、故障研判提供理论支撑与参考.
主泵轴承不同工况瞬态调试
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作为第四代核电反应堆的主力堆型之一,铅铋堆凭借其在可持续性、经济性和固有安全性等方面的突出优势成为核能领域的研究重点,因此识别并分析其关键设备部件的具体失效模式极具现实意义.本文总结分析了国内外学者关于铅铋池式堆内燃料组件和主循环泵的相关研究,重点关注流致振动、微动磨损、氧化腐蚀、材料相容性与材料蠕变对以上部件服役寿命的影响,为铅铋堆关键部件的维护、设计以及服役寿命的延长提供参考.
铅铋堆燃料组件主循环泵流致振动氧化相容性微动磨损蠕变
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高压冷却器中流体振动现象时有发生,螺旋盘管高压冷却器具有结构紧凑,单位体积传导效率大等优点,应用于核领域的换热设备中,而高压冷却器的流致振动是导致传热管失效的一个重要原因.本研究利用有限元法对高压冷却器螺旋盘管进行模态分析,并结合 TEMA、GB/T151 和 ASME 规范分析稳态下流致振动关键参数,对高压冷却器的流致振动特性进行评定,研究结果得出高压冷却器发生流致振动的风险很低.
高压冷却器盘管有限元法流致振动
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本文针对压水堆主泵用新型高性能金属接触型(MMC)密封,通过多次冷热循环实验和温度扰动实验,进行了密封性能研究与分析,获得了主密封温度场、法兰间隙、法兰径向膨胀量等关键参数,实验过程中无泄漏发生.研究结果表明,垫片预紧时处于MMC接触状态,工作工况时法兰间隙增量仅为垫片压缩回弹特性曲线中最大压缩量的12％,MMC接触补偿了内压引起的法兰分离力;100次实验后法兰间隙仅减小0.12％,表明垫片没有产生棘轮效应,具有优异的抗温度扰动性能;垫片在轴向上的0.8 mm错位移设计可以满足实际工况由于法兰温差导致的径向错位移,有效避免了垫片承受附加剪切力,提高了主密封的可靠性.
屏蔽泵金属接触型(MMC)主密封径向位移冷热循环密封性能
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核动力系统主泵外壳的抗冲击能力是影响系统可靠性的关键因素.在高温环境下,主泵外壳材料会发生蠕变,引起力学性能退化与损伤累积,从而显著削弱其抗冲击性能.本文针对蠕变导致材料退化的问题,结合荷载随机性与材料参数不确定性,评估不同服役时间节点下主泵外壳的结构抗冲击可靠性.为了提高主泵外壳的抗冲击可靠性评估的精度和计算效率,本文提出改进子集模拟法(MSS)与加权粒子群优化算法(WPSO)的自适应Kriging(AK)代理模型:AK-MSS-WPSO算法.该算法通过改进学习函数提升样本空间搜索效率,结合WPSO的全局优化能力避免局部收敛问题,具有计算精度高、分析效率高、计算成本低的优势.使用本文方法有效分析了主泵外壳抗冲击可靠性,其结果为主泵的抗冲击设计提供了重要的理论支撑和实践指导.
抗冲击可靠性Kriging代理模型AK-MSS-WPSO算法主泵外壳高温蠕变
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为了降低安全壳废气排放量,节省大修期间处理废气的时间,某三代核电机组安全壳内的调节阀全部采用脉冲型电动调节阀,其控制方法与传统的气动调节阀有较大差别.在冷态功能试验阶段,轴封注入流量调节阀出现自动调节异常,对主泵运行安全构成潜在影响;同期发现其他脉冲型电动调节阀也存在类似现象.针对脉冲型电动调节阀在核电机组中出现的调节性能不佳问题,本文从分散控制系统(DCS)算法、就地阀门等各个环节进行分析,识别出 MCV_S控制算法、继电器选型和脉冲时间处理方法等多项问题.为此,通过优化修改MCV_S算法模块、更换换相继电器、优化脉冲时间处理方法、增加开环前馈处理环节、优化不同工况的试验配置和准则,并对优化方案进行测试试验.结果表明调节稳定性与精度显著提升,最终解决了调节性能差的问题.该优化成果已成功应用于部分后续机组的批量化工程实践中,具备良好的推广价值.
脉冲型电动调节阀比例-积分-微分(PID)控制器阀位控制器轴封流量控制
