深槽型流体动压机械密封是德国KSB公司的主泵机械密封结构型式,具有结构简单、磨损寿命长、低压泄漏率低等技术特征。本文提出了一种跨计算平台的协同分析方法,对国产化深槽型主泵机械密封进行计算分析,基于ANSYS平台对机械密封的热变形进行分析,采用有限差分法求解带JFO汽蚀边界条件的雷诺方程,利用浮动环的轴向平衡条件迭代求解获得平衡状态下的液膜厚度,继而计算获得稳态下液膜流场、压力分布以及机械密封的低压泄漏率。同时,搭建机械密封全流量试验台进行工况的全流量试验,测得了国产化深槽型主泵机械密封在稳态工况下的低压泄漏特征。研究表明,全流量试验测得的低压泄漏结果与计算结果相近,具有较好的匹配度。

对1000 MW轴流式核主泵5个不同温度下相同流量点工况进行数值模拟计算,并与试验值进行对比,计算结果与试验结果吻合较好,验证了CFD数值计算的准确性和精度。在核主泵试验过程中,发现核主泵扬程随着温度升高逐渐升高,研究了泵的外特性扬程变化,并分析了泵内部流动和各部分能量损失变化情况,表明泵扬程变化主要是由于水力损耗变化导致的。

核电站辅助给水电动泵运行流量范围宽,系统对最大给水流量配套功率均有限制,本文从水泵基础理论分析了选用合适的叶轮几何参数使H—Q曲线陡降以限制流量和轴功率的可行性,指出了使多级泵H—Q特性曲线陡降的设计思路,并对采用不同级数方案泵的测试结果和在系统中的运行情况进行了对照计算分析,得出了陡降H—Q特性多级泵在辅助给水系统运行上的优势,对其他核安全系统中泵的选型和设计具有借鉴意义。

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。

针对自主研发百万千瓦级核电主泵项目,本研究以经过模化缩比后的百万千瓦级核电主泵的模型泵为对象,搭建专设台架,开展泵正常工况、水轮机工况、耗能工况、卡轴工况、飞逸工况下的流动特性试验。首先得到了1500r/min额定转速下的四象限特性曲线,进而掌握了其扬程、扭矩在不同流量工况下的变化规律,之后对1050 r/min、600r/min和150 r/min 3个非额定转速下泵的各运行工况开展试验研究,将4个转速下的试验结果经过无量纲处理,最终得到了既适用于模型泵又适用于原型泵的同源曲线,上述试验结果为后续核主泵设计的深入研究及一回路安全分析提供了数据支撑。

反应堆冷却剂泵（通称“核主泵”）是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一,是核岛内唯一的旋转设备,是核电站的心脏。核主泵试验台是核主泵设计是否合理的最终验证方式。本文主要介绍目前核主泵试验台的技术现状、发展趋势。

泵壳密封垫是核电站主泵重要的静密封件,设置在主泵泵壳与泵盖间,承受主泵各种预期的瞬态压力和温度,防止反应堆冷却剂泄漏。本文主要介绍泵壳密封垫的结构特点和工作原理,分析了不同结构密封垫的特点,在此基础上研究泵壳密封垫的设计改进方案。

某核电站重要厂用水泵出厂试验时,泵在小流量工况时,上轴承处出现振动异常的现象,导致设备达不到出厂要求,对生产进度造成影响。通过观察重要厂用水泵出厂试验,了解泵机组、试验台及试验管路的振动情况,提出了相应的解决措施,通过后续试验,验证了该方法的正确性,并分析了可能产生振动的原因,为同类泵的设计提供参考。

反应堆冷却剂泵是压水堆核电站-回路系统的关键设备之一，其可靠性直接影响到反应堆的安全运行。文中介绍了我国自主开发的轴封型反应堆冷却剂泵研发项目的必要性和项目总体研发策略，并基于华龙一号项目的设计要求，提出了轴封型主泵的总体技术方案、需要解决的关键技术问题及试验与鉴定项目。

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。