核主泵1号密封现场运行期间,多次出现超出厂家运行维护手册要求的低压差极端工况。由于缺乏1号密封承受极限低压差时的判断标准,在现场出现上述极端工况时判断1号密封是否可靠存在很大困难。为建立核主泵1号密封可承受的低压差限值,本文以100型核主泵双锥角静压轴封为试验样品,通过流固热耦合分析模型以及试验台架,从仿真计算、台架静态试验、台架动态试验等方面开展研究。研究结果表明,1号密封在压差为10 bar时运行参数稳定,明显低于厂家给出的要求值,为现场核主泵1号密封极限工况的运行标准提供了重要参考。

核电厂一回路主泵静压轴封现场运行期间,多次出现超出厂家运行技术要求的工况,由于缺乏主泵静压轴封运行参数影响机理研究,严重制约着轴封极限运行工况下的可靠性分析和评价。依托CPR1000核电机组100型核主泵双锥角静压轴封,提出一种流固耦合分析数值模型,系统阐述了极低压差、极限温度、内外锥角等关键因素对密封泄漏特性的影响机理。通过对极限工况运行可靠性进行研究,提出极限运行工况建议值,即压差不低于0.6 MPa,极限注入温度不高于100℃。

分析了小齿轮个数、齿数对内啮合齿轮泵的流量脉动的影响；建立了流量脉动程度最小、齿轮机构体积最小的双目标函数的数学模型，并利用遗传算法对其进行了优化求解。结果表明：内啮合齿轮泵流量脉动程度随着小齿轮个数的增加而减小；内齿圈齿数与内啮合齿轮泵流量脉动程度呈反比关系，而小齿轮齿数的影响则正好相反；优化结果达到了减小流量脉动程度、减轻重量的目的，从而为多齿并联内啮合齿轮泵的设计与制造提供了一定的理论依据。