为了检测核主泵水力部件数控加工完成后叶片型线的偏离程度,提出了1套水力部件的检测和评定方法.采用逆向工程点云分析软件(PolyWorks)与三维扫描设备相结合,测量叶轮模型叶片与产品叶片进出口压力、吸力面三坐标,同时计算叶片型线偏离的均方根偏差.通过对叶片进出口型线测量数据的统计处理和理论分析,提出叶片进出口型线偏离角度Δβ的计算公式、叶片间叶距角Δφ的偏离公式以及部分叶片型线偏离的修正公式K.结果表明该方法能够准确有效地检测水力机械叶片型线的分布,保证了各型线有相同的包角.以国内田湾核电站扩建工程5,6号机组以及秦山一期扩建工程方家山核电站主泵叶轮翼型的检测与评定分析为例,经主泵全流量试验验证表明,与数值分析结果相比,主泵流量满足规范偏离设计流量的±2.5%、扬程偏离±1.5%的要求.

为验证核主泵导叶体在高温工况下的结构完整性，通过水力模型试验测得叶片压力分布，从而优化叶片压力场。导叶叶片顶部到叶片根部压力趋势为线性梯度，沿圆周方向无压力梯度。提出了模型泵叶片与真机间的压力换算，以模型试验测得模型泵叶片压力，通过模型泵与真机泵之间的轴向力比值及转矩比值分别计算轴向力载荷有效系数及转矩载荷有效系数，进而计算获得轴向力与转矩载荷下叶片压力，导入ANSYS软件计算导叶体轴向力凡与转矩帆在载荷下的最大应力及变形量。通过计算导叶体在设计寿命内经受的载荷周期循环，引入海夫Haigh图谱，通过材料极限疲劳试验评定导叶体在极限载荷工况下的疲劳极限值；优化了导叶体的加载工况，计算出轴向与转矩载荷下最大应力值的疲劳失效安全系数，从而确认疲劳安全性。

CAP1000屏蔽式核主泵作为泵行业的高端设备,是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备,其自主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点。本文对核电主泵的国内技术现状以及1000 MW核主泵的锻造叶轮加工技术进行了介绍。目前国内企业已完成了多项关键技术,如水力部件、隔热屏、换热器、全流量试验等的自主化,但核主泵叶轮采用锻件加工的技术并没有完整建立,有待进一步研究。