核主泵轴流装置模型水力性能优化
本文以试验实测轴流装置模型的数据为基础,对模型进行数值分析,通过相应的参数调整使分析结果与实测试验数据基本吻合,并在此基础上展开对模型的优化,提高了分析的准确性。分别对叶轮、导叶、泵壳单体进行优化,使其达到最佳效果。分析结果表明,泵壳对性能的影响较大,效率损失约7%,这其中存在一个最佳截面面积。
核主泵流体静压轴封组件运行寿命试验研究
为了获取静压轴封组件可实现的运行寿命,分析静压轴封组件1号、2号、3号密封的失效机理,基于密封的失效机理分析压力、温度、转速、启停、老化对密封失效的影响,同时提出静压轴封组件运行寿命试验方法及试验条件。分析结果表明:一回路压力波动导致插入件磨损失效而影响1号密封的运行寿命;主泵的启停导致2号密封和3号密封摩擦副磨损而影响运行寿命;辐照老化和热老化导致O型圈老化而影响密封的运行寿命。通过模拟静压轴封组件设计寿命内承受的一回路压力波动、主泵启停的加速试验可获取密封的运行寿命。对经过热老化和辐照老化后的O型圈进行单独密封试验,可获取O型圈的运行寿命。
反应堆冷却剂泵主螺栓紧固方法分析
反应堆冷却剂泵主螺栓是保证一回路完整性的重要联接件,紧固方式主要是电加热法和液压拉伸法,这两种方法在现役核电站中均有应用。本文通过对这两种方法的探讨,分析出各自的优缺点以及二者的组合应用,供主泵使用单位和设计制造厂家参考。
-
共1页/3条