不同边界条件下核主泵压力脉动性能的数值模拟

为了研究泵压力脉动数值计算中边界条件对其产生的影响,以包含密封口环间隙的核主泵全流道水力模型为研究对象,在不同时间步以及不同的边界条件下进行了数值计算.首先对核主泵的稳态性能进行了分析,得到核主泵在不同工况下内部的流场信息;其次,针对压力脉动计算,采用了3种不同的时间步(叶轮每旋转0.5°,1.0°和2.0°的时长)进行分析.结果表明,当所取的时间步均较小的情况下,不同的时间步长对压力脉动时域信号有一定影响,但其频域信号基本一致;最后选取不同的边界组合条件对压力脉动预测的结果进行研究,其中,选取进口总压-出口流量边界,进口流量-出口压力边界,泵进出口不单独设置边界,并采用1种连接进出口流体域的闭式回路计算模型.相比前2种边界条件设置,闭式回路边界条件预测的压力脉动信号较为规律,压力脉动幅值增大明显.     

核主泵小流量工况下不稳定流动数值模拟

为研究小流量工况下核主泵驼峰现象,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,基于雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件CFX对核主泵小流量工况进行了定常数值模拟和分析.结果表明：采用定常数值模拟,可以阐明小流量区域的不稳定驼峰现象.泵壳出口位于泵壳的中心,使得沿叶轮旋转方向的主流与出口处的液体发生摩擦和碰撞,造成能量损失,导致内部流场分布不均匀.核主泵对称性结构、叶轮叶片进口和出口复杂旋涡、导叶内复杂的回流以及泵的旋转失速与不稳定驼峰的形成都有密切的联系.核主泵在小流量下运行时,出现不稳定流动,严重时会引起泵的振动.     

斜流泵叶轮和导叶叶片数对压力脉动的影响

为了研究斜流泵叶轮和导叶由于动静相干作用(RSI)而引起的压力脉动规律,基于标准k-ε湍流模型、SIMPLEC算法和滑移网格技术,根据叶轮和导叶叶片数及其叶片厚度设计了多种计算方案,并对不同方案的斜流泵模型进行了非定常数值模拟．采用叶轮进口、叶轮出口和导叶内部布点监测压力的方法获得了压力脉动曲线,并基于时域图分析了叶轮叶片数、导叶叶片数及其厚度对斜流泵内部压力脉动特性的影响．数值计算结果表明:斜流泵叶轮叶片动静干涉对整个流场的压力脉动影响较大,叶轮叶片数越少,叶轮进、出口压力脉动幅值越大;在设计工况下,导叶内部的压力脉动波形主要受叶轮叶片数影响,而导叶厚度对导叶内部压力脉动影响较小．研究结论将为斜流泵的设计和稳定运行提供参考．     

漩涡泵内部不稳定流场数值模拟

为了研究漩涡泵内部流场对其外特性的影响,采用RNGk-ε湍流模型和结构化网格技术对漩涡泵内部非定常流动进行数值模拟计算。结果表明,漩涡泵流道内压力变化呈直线分布;流道内纵向漩涡随流量的增大而减小,径向漩涡周期性地脱离叶片被液流带走且随着时间增加而增大;设计工况下,各监测点处压力脉动变化呈周期性分布,从流道进口到出口压力脉动幅值逐步增大;不同工况下,叶片通过频率是压力脉动的主频,其对应的压力脉动幅值随流量增大而增大。     

离心泵内部不稳定流场压力脉动特性分

离心泵内部流场压力脉动是影响机组运行稳定性的关键因素,采用RNG k-ε湍流模型和滑移网格技术研究泵内部非定常流动,得到了不同工况下监测点的压力脉动情况,并对其进行了频域分析.分析结果表明,叶轮与隔舌间的动静干扰是产生压力脉动的主要脉动源,并在整个离心泵流道内传播;且在不同工况下,叶片通过频率均占主导地位,压力面脉动幅值大于吸力面脉动幅值;蜗壳出口同一测面脉动情况近似.     

混流式水泵水轮机驼峰区压力脉动特性

为了研究混流式水泵水轮机在峰区内部流动的压力脉动特性,以某抽水蓄能电站模型水泵水轮机为研究对象,对模型机组进行了全流道非定常数值计算.结合试验数据,分析了泵工况下驼峰区流道内不同位置处压力脉动特征和流态特征,讨论了流量变化对机组压力脉动特性的影响.结果表明:驼峰区工况下,蜗壳出口的压力脉动主要受到其内部流动特性的影响,同时受到上游双列叶栅作用的影响,在驼峰区极小值工况点处其压力时域变化周期性被扰动;导叶后转轮前的压力脉动主频为低频,第2主频为9倍转频和18倍转频,压力脉动幅值随着流量减小而增大;锥管内压力脉动都属于低频压力脉动,在驼峰区极小值工况点处,锥管上游压力脉动受下游转轮-尾水管动静干涉作用影响较大,出现了高频成份的压力脉动.     

离心泵小流量工况不稳定空化特性研究

为了研究离心泵小流量工况不稳定空化特性,通过数值模拟和试验,研究了离心泵小流量工况不同空化程度泵的内流特性及泵进出口压力脉动特性。结果表明:小流量工况下,蜗壳隔舌与叶轮间的动静干涉对离心泵内部不稳定流动具有重要影响,叶轮流道内受空化影响所产生的漩涡与受蜗壳隔舌影响所产生的漩涡的流动方向相反。随着空化的发展,离心泵进口压力脉动的主频由2倍轴频逐渐向低频段迁移,且存在一定的波动;泵进口压力脉动存在于2倍叶频处的峰值,随着空化发展到一定程度而消失;受叶轮与隔舌动静干涉的影响,泵出口压力脉动的主频为叶频,在2倍轴频处存在波动较大的峰值;泵进出口压力脉动的宽频脉动随着空化余量的降低存在明显变化。     

高温熔盐泵内部非稳态流动对压力脉动特性的影响

为探究高温熔盐泵内部非稳态涡结构与压力脉动特性的关联性,构建熔盐泵与储盐罐全流道计算模型,基于RNG k-ε湍流模型的数值计算,对不同工况下泵内压力脉动频谱特征与涡结构演化规律进行分析.结果表明:由动静干涉引起的叶频(f_BPF)、导叶频(f_DPF)及其倍频信号在泵内压力脉动频谱中占主导,同时压力脉动程度随运行工况与测点位置差异显著.采用Q准则捕捉到导叶内部多种非稳态周期涡演化过程,包括尾缘脱落涡((2~3)f_R)、吸力面脱落涡(3f_R)等;关联分析可知涡结构演化核心区压力脉动程度显著增强,其特征频率与涡脱频率相一致,表明压力脉动与涡结构演化息息相关.研究结果为揭示熔盐泵内部非稳态流动激励特性及水力优化参考提供依据.     

不同流量工况灯泡贯流泵压力脉动混沌特性

灯泡贯流泵机组振动来源十分复杂,为了分析机组振动规律,从流场压力脉动出发,分析其混沌特性,从而指出贯流泵站机组振动特征源自流场压力脉动特性的影响.为了研究不同工况下灯泡贯流泵压力脉动混沌特性,在贯流泵机组叶轮导叶、灯泡体壁面和流道内部设置压力脉动监测点,通过相空间重构、最大Lyapunov指数、相轨迹图、分形标度、关联...     

透平工况动静叶栅内固液两相流动压力脉动特性

为了研究泵作透平过流含沙水时动静叶栅内非定常流动所引起的压力脉动特性情况,以径向导叶式离心泵反转作液力透平为研究对象,对全流道进行结构化六面体网格划分,采用大涡模拟(large eddy simulation, LES)与Mixture多相流模型相结合的方法进行了三维非定常数值计算.分别对清水介质和固液两相介质3个流量工况下的压力脉动进行了监测.结果表明:清水介质和固液两相介质下,动静叶栅交界面处监测点P_{3和导叶内监测点P6由于受到叶轮内压力梯度的交替变化影响,时域脉动周期性明显,且与叶片通过周期一致.小流量工况下,颗粒的存在减少了尾水管回流,使得压力脉动较清水介质更稳定,大流量工况下,颗粒的存在加剧流场紊乱.压力脉动频域分布结果显示,不同工况的主频均为叶片通过频率,谐频为叶频的倍数,其幅值呈指数形式衰减.在小流量工况下,叶轮内部涡流诱导了明显的二次谐波,流体介质中的颗粒使得此处的高频压力脉动得到了增强.大流量工况下,流体介质中的颗粒使得此处的高频压力脉动得到了削弱.}     

核主泵内部流动研究现状与技术发展综述

核主泵是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转设备,是影响核电厂安全性和可靠性的最关键设备,其长时间高效、稳定、安全地运行对防止核电厂事故的发生极为重要.近年来,随着全球核电工业高速发展,核主泵的重要性引起广泛关注.核主泵作为一回路承压边界的重要组成部分,在启停、地震、海啸等瞬态和异常工况下,或发生卡轴、轴密封泄漏以及失去外动力等事故时,核主泵驱动冷却剂的循环能力与反应堆释热之间的平衡遭到破坏,严重威胁堆芯安全.各种复杂工况下核主泵关键部件及其关联系统的复杂性和高安全性,是核主泵设计和制造难度极高的主要原因.针对核电技术的发展历程开展论述,介绍世界主要三代核电技术和中国三代核电建设和发展现状,介绍了中国独立自主三代核电技术“华龙一号”HPR1000和“国和一号”CAP1400,并以CAP系列核主泵为例简要介绍第三代压水堆系统和关键设备,介绍了2种典型无轴密封形式的核主泵:屏蔽电机核主泵和湿绕组核主泵.针对核主泵的水力优化设计、全特性、事故工况下水动力特性、气液两相流动、空化特性、流固耦合等内部流动研究现状开展论述.核主泵的安全可靠极为重要,核主泵设计加工制造也极具挑战.因此对核主泵内部流动基础理论和关键技术进行深入研究,突破国外的技术壁垒,掌握自主知识产权的核心技术和关键技术,实现核主泵技术的跨越式发展,是当前中国急待解决的“卡脖子”难题.     

启动加速度对核主泵叶轮内部流动的影响

针对研究不同启动加速度对核主泵启动过渡过程中叶轮内部流动的影响,以3组不同启动加速度瞬态外特性试验性能参数为依据,获得流量与时间和转速与时间的外特性曲线,将获得外特性曲线作为边界条件,代入CFX中进行数值模拟,分析启动过程中外特性曲线及叶轮流道内流线图和压力梯度云图.结果表明:启动加速度与核主泵启动时间有直接关系,但是与流量和转速到达稳定值之间的时间差无关;启动加速度对叶轮内部流动稳定性和压力变化幅度有较大的影响,在启动过渡过程中,较大启动加速度对应叶轮内部流动极不稳定,产生一定强度和面积的旋涡区且压力变化幅度有较大波动,而较小启动加速度对应叶轮内部流动稳定,压力变化幅度均匀.该结果在启动过渡过程中对控制核主泵的不稳定性有重要的价值.     

基于双向流固耦合的核主泵叶轮力学特性

基于双向流固耦合方法对核主泵内流场和结构场进行联合求解,研究流固耦合作用下核主泵叶轮的力学特性,分析经流固耦合作用后叶轮总体、叶片进出口边及叶根在各流量下的应力及变形分布.研究结果表明流固耦合作用对主泵外特性有一定影响且耦合后结果更接近试验值;随着流量的增加,叶轮前盖板处应力分布均匀性有所降低,而叶轮的最大等效应力均发生在叶轮叶片出口边与叶轮前盖板交界处,在交变载荷的作用下容易产生疲劳破坏.叶轮的最大的变形发生在叶轮叶片出水边的中部,叶轮的最大变形量随着流量的增加而增大.叶根的进出口边处易出现应力集中现象,说明叶片进出口边对液流的压力载荷及动静干涉作用极为敏感,在叶轮水力及结构设计时应予以足够重视.研究结果为核主泵以后的性能分析、叶轮的结构设计、维护和检修提供了有益参考.     

转速对核主泵空化特性的影响

为研究转速对核主泵空化性能及进口流态的影响,应用理论分析、数值计算和试验研究的方法,对AP1000核主泵进行不同转速下的数值模拟和空化试验,得到3种频率30,40,50 Hz下不同流量(0.7Q_d,1.0Q_d,1.3Q_d)时的空化特性,并对叶轮进口截面静压分布与泵流动性能的影响关系进行分析.结果表明:转速对小流量工况下泵的空化性能影响较大;随着转速的降低,小流量工况下,空化性能曲线趋势变化比大流量工况下明显;在不同转速的额定流量下,转速较大时,模型核主泵在装置临界空化余量(NPSHC)减小时更容易接近临界空化状态;在转速较小时,临界空化余量(NPSHC)较小,且一旦发生空化,其扬程曲线斜度下降也相对平缓;在额定转速下,模型泵在大流量时更容易接近临界空化状态;随着转速和流量的减小,更容易造成模型泵在开始试验阶段进口处产生回流,扰乱进口的流场,从而造成局部空化严重.     

叶轮几何参数优化对核主泵惰转特性的影响

为了研究核主泵叶轮部分几何参数对核主泵惰转特性的影响,首先对核主泵不同阶段惰转特性及影响惰转特性的因素进行分析.然后基于泵外特性的建模方法建立模型核主泵的动态仿真模型,并且通过研究不同叶轮几何参数下的惰转模拟方案,分析得到更优设计方案.结果表明:惰转性能的影响主要体现在惰转过渡过程的非线性惰转瞬变阶段.在一定范围内,包角越大对应泵的惰转性能越优;叶轮叶片数越少,对应泵的惰转性能越优;随着叶轮进口边向出口延伸,对应泵惰转性能越优.通过优化核主泵叶轮结构,可以得到惰转特性更优的设计:选择120°包角、进口边位置为方案b,叶轮叶片数为5.优化后的主泵惰转流量曲线达到半流量的时间比优化前对应的曲线晚0. 07T,即0. 91 s.当泵保持其他设计参数不变,只是改变几何参数来优化惰转性能时,其对应的功率曲线越低,则其惰转特性越好.     

CNP1000轴封式核主泵技术

CNP1000轴封式核主泵作为泵类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、制造及试验是我国推进核电自主化的重点和难点.对核电泵的国内技术现状以及1 000 MW轴封式核主泵结构特点进行了介绍,分别从承压边界、水力部件、转子轴系、隔热组件、轴密封、停车密封、水导轴承、推力轴承、一体化供油泵、油密封、辅助系统及其关键设备进行了设计原理和实施要求的详细说明.通过对不同类型主泵的出口限制情况和应用前景比较分析,说明了轴封主泵对外出口的优势,提出轴封主泵将在很长一段时间占据核电市场的主导地位.目前国内企业已完成了多项关键技术,如主轴密封、水力部件、全流量试验等的自主化,但是核主泵的理论基础并没有完整建立,有待进一步研究.因此,核主泵的国产化研制任务仍需较长的时间去攻克.     

核主泵紧急注入水供应系统结构的改进及试验

为了满足核主泵停机后的紧急注水需求,设计了1种核主泵用非能动紧急注入水供应装置,并对核主泵紧急注入水供应系统结构进行了改进.为验证该结构的可靠性,采用全流量试验台进行轴封注入水关闭试验,分别测试了在轴封注入水断失的情况下,有/无紧急注入水供应+主泵停机(工况A/B),和有紧急注入水水仙花 应+主泵不停机时(工况C)3种不同工况时轴封组件的温度.试验结果表明,安装射流泵后,轴封注入水断失时在主泵不停机情况下,应急注入水及时开启,使得轴封组件温度维持在70 ℃左右而未上升,有效地降低了密封组件温度.文中设计的射流泵装置提高了紧急注入水供应的可靠性,满足设计要求.     

1000MW级核主泵压水室出口压力脉动

为了研究压力脉动在核主泵压水室出口处的变化规律及其影响因素,以国内某1 000 MW核电站主泵为研究对象,应用计算流体动力学软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到压水室内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行时域和频域分析.结果表明：回流是引起压水室与出口交接处压力脉动的原因之一;在不同工况下压水室出口及其前后区域内存在明显的压力脉动,偏离额定工况越大,压力脉动波动幅度越大;压水室出口及其前后区域内,上侧的脉动幅度比下侧小,上侧的平均脉动幅度CA在0.9Q时为11.15%,在1.0Q时为9.62%,在1.2Q时为13.78%,下侧的平均脉动幅度,在0.9Q时为13.62%,在1.0Q时为12.53%,在1.2Q时为15.79%;靠近导叶出口处,泵壳两侧处的脉动幅度要大于靠近出口轴线附近的脉动幅度,远离导叶出口处,泵壳内的脉动幅度从上侧到下侧,逐渐递增;在额定工况时转频是各监测点压力脉动的主要影响因素,在小流量和大流量时转频和叶频是各监测点压力脉动的主要影响因素.     

1 000 MW级核主泵压水室出口压力脉动

为了研究压力脉动在核主泵压水室出口处的变化规律及其影响因素,以国内某1 000 MW核电站主泵为研究对象,应用计算流体动力学软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到压水室内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行时域和频域分析．结果表明:回流是引起压水室与出口交接处压力脉动的原因之一;在不同工况下压水室出口及其前后区域内存在明显的压力脉动,偏离额定工况越大,压力脉动波动幅度越大;压水室出口及其前后区域内,上侧的脉动幅度比下侧小,上侧的平均脉动幅度CA在09Q时为1115％,在10Q时为962％,在12Q时为1378％,下侧的平均脉动幅度,在09Q时为1362％,在1.0Q时为1253％,在12Q时为1579％;靠近导叶出口处,泵壳两侧处的脉动幅度要大于靠近出口轴线附近的脉动幅度,远离导叶出口处,泵壳内的脉动幅度从上侧到下侧,逐渐递增;在额定工况时转频是各监测点压力脉动的主要影响因素,在小流量和大流量时转频和叶频是各监测点压力脉动的主要影响因素．