核主泵动压轴封在实际运行过程中,摩擦副的力变形、热变形、液膜本身的状态变化等都将直接影响到端面液膜的平衡。本文在考虑动静环组件镶嵌结构的影响及液膜压力、离心力、热载荷的作用下,建立了核主泵流体动压型轴封组件的流固热耦合模型,研究了离心力、介质压力、热载荷对液膜压力的大小及分布、摩擦副端面变形、应力集中趋势等影响,以及运行工况的变化对密封性能的影响。研究结果表明:本文建立的流固热耦合模型及其分析计算可以预测摩擦副端面的变形趋势,揭示密封性能的变化规律;动环组件、静环组件的轴向变形中,介质压力与离心力引起的摩擦副端面变形呈收敛性趋势,热载荷与引起的摩擦副端面变形呈发散性趋势。

田湾核电站一期工程水压试验泵多台同类型泵在运行过程中屡次出现柱塞密封件异常磨损、十字头撞击产生凹痕等缺陷。为了避免上述缺陷在扩建工程中重复发生,本文对扩建工程泵的结构设计进行分析,推测泵运行状态,结论是可以避免类似缺陷的发生。泵的实际运行状态待扩建工程正式投运后进行评价。

本文利用CFD软件针对二回路主循环钠泵叶轮与导叶叶片数匹配关系对水力性能的影响进行数值模拟的理论研究。以本公司水力库中水力模型的模型泵为研究对象,基于此泵的要求及几何参数,拟定了叶轮叶片数和导叶叶片数的多种匹配方案,选出了三种较好的匹配方案,通过数值方法计算出三种方案的水力性能,结果表明叶轮叶片与导叶叶片数以6比10匹配的水力性能最好,并用水力模型对此进行了试验验证。

本文首先利用CFD软件对设汁的CFR600钠泵原型样机模型在正常运行工况下的内部温度场进行数值模拟，通过数值模拟分析结果得出热屏蔽盖内通过的合理冷却风量；然后据此风量在传热试验装置上对钠泵原型样机进行传热试验，试验结果表明：（1）热屏蔽设计及风量选择合理；（2）试验温度场与数值分析的温度场结果接近．但数值分析与传热试验的温度梯度方面存在一定差异，传热试验为温度场汁算的修正提供了试验数据，数值分析方法后可应用于后续工程机的传热分析，降低试验成本，保证工程机在传热方面安全可靠。

对岭澳核电站二期（简称岭澳二期）电动主给水泵系统（APA）给水泵组机械密封磨损和泄漏的根本原因进行分析。选用RREP型机械密封为原型,分别对密封环强度、泵效轮结构、静环密封圈结构和传动方式等方面进行了改进,并利用Cstedy仿真软件对改进后的RREP型机械密封进行了技术校核。经现场验证,新密封运行良好,彻底解决了机械密封磨损及泄漏的问题,可为同类设备类似故障的处理提供借鉴。

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。

为了分析一回路压力、轴封注入水温度和泵轴转速对密封性能的影响，采用简化雷诺方程对1号密封性能进行数值模拟以获得摩擦副端面的压力分布，然后求取不同压力、不同温度、不同转速下密封液膜厚度、泄漏量等性能参数。数值模拟分析中未考虑由于介质温度导致的摩擦副变形，但对全厂断电工况下高温介质对密封性能的影响进行了分析。数值模拟计算中考虑了离心力对密封性能的影响。分析结果表明：1号密封泄漏量随压力增加而增大，并且在低压区更敏感。介质温度低于100℃时，1号密封泄漏量随温度呈线性变化；介质温度高于100℃时，1号密封泄漏量随温度增加而显著增大。由于静压轴封组件为高压大直径密封，其离心力对密封性能有较大影响，当泵轴转速增大时，1号密封泄漏量减小。在不同介质压力下，介质压力低时，密封泄漏量的数...

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。

泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵（简称“主泵”）水力部件的重要组成部分，具有引流、导流作用，也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究，建立其参数化模型，并通过二次开发完成泵壳三维参数化智能设计系统，实现了参数驱动模型体直接生成泵壳三维的功能。该系统提高了设计效率，减少了人力投入，使其生成的三维模型满足设计过程及设计准则的标准化要求，有效减少了人为设计失误。本文的三维参数化设计理念及研究成果可以在核电其他设备上推广应用。

为研究轴封注入水压力、轴封注入水温度和泵轴转速对密封泄漏量的影响,采用求解雷诺方程、热传导方程和能量方程的流固热耦合的数值计算方法进行分析。分析结果表明：泄漏量随注入水压力增大而增大,由于密封环变形的影响,注入水压力在5～8 MPa时,泄漏量略有下降;密封端面泄漏量受流体动压效应和介质粘度的影响,随泵轴转速的增大而增大;密封端面泄漏量受密封环变形和介质粘度的影响,随介质温度呈线性增大趋势。