AP1000核主泵模型泵导叶水力设计与数值优化

采用基础水力设计方法,利用模型泵叶轮外参数设计AP1000核主泵直导叶;基于CFD的数值计算与分析结果,针对所设计的直导叶内部流场流动损失较大的问题,提出2种不同的优化设计方案:第1种直接在直导叶的基础上进行优化设计;第2种采用叶轮与导叶配合设计的方法,将直导叶转化为扭曲空间导叶,并对其进行优化.在空间导叶的优化中也考虑了2种方案,对叶型进行参数化造型,然后生成样本数据库,选择叶轮加导叶结构的水力效率作为优化的目标函数,利用人工神经网络和遗传算法对不同空间导叶叶型进行多次优化改进,最终获得与叶轮水力性能匹配优良的核主泵导叶.最后讨论了不同导叶叶片数对水力效率的影响,从流动的角度对导叶叶片数的选取提供了理论指导和参考.     

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.     

1000MW核主泵导叶体型线检测新方法

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,提出了一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（Poly Works）与三维扫描设备相结合,测量导叶体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.以国内福建福清核电站12号机组以及秦山一期扩建工程方家山核电站主泵导叶体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.     

300 MW轴封型核主泵循环油泵的数值模拟与试验研究

研究了300 MW轴封型核主泵循环油泵的螺旋轴流式叶轮结构功能和性能特点,对循环油泵过流部件的内部流动进行了三维数值模拟,并预测了油泵的水力性能,论证了螺旋轴流式叶轮和径向导叶设计及参数选取的合理性.通过对循环油泵在不同介质温度下的水力性能试验,分析不同油温下滑油黏度对水力性能的影响及其机理.结果表明:在大流量工况下,循环油泵性能的预测结果和试验结果具有较好的一致性;螺旋轴流式结构使循环油泵具有高抗汽蚀性能和高可靠性,但效率仅为10%左右;循环油泵的效率和扬程均随着温度的升高而升高,这是由于滑油黏度随温度升高而减小,叶轮的圆盘摩擦损失、叶轮和导叶流道内部的流动损失均明显减小;循环油泵的水力特性完全满足核主泵推力轴承滑油系统的的运行要求,研究结果可为润滑油系统的分析与设计提供依据.     

CAP1400核主泵空化特性数值研究

针对CAP1400核主泵事故下的空化问题,在对核主泵进行水力设计及三维造型的基础上,采用CFD技术对核主泵的空化问题进行定常数值模拟,并分析了正常工况、空化初生、临界空化、严重空化和断裂空化等5个阶段核主泵叶片背面气相体积分数、叶片间气相体积分数及叶片间介质温度的分布特性.计算结果表明:核主泵空化首先发生于叶片背面靠近前盖板一侧并向叶片工作面、后盖板方向发展;临界空化与严重空化阶段气相体积分数在叶轮流道相对位置S=0.35~0.45时增长趋势相同,S=0.45~0.50时相对平缓;叶片间由于相变导致的两相之间的热传导在两相界面附近的液相中形成温度梯度,空泡内气相介质的温度低于附近液相介质的温度,两者温差随空化的发展而增大.     

中小型高温高压核主泵试验台设计

为了确保核主泵出厂前的安全性和功能性,验证核主泵各项性能,通过高温高压核主泵试验台的设计研究,介绍了试验台的组成、功能、安全设计等.开展了基于模型试验台结构的固有振动特性分析.研究发现,试验泵转动频率50 Hz附近的固有频率均位于离试验泵支撑较远的位置,对试验泵的运行不会产生影响;通过分析流致振动对试验台及核主泵的影响获得加固措施.试验台的设计考虑了回路升温时的热应力和位移,一方面保证核主泵在试验台上稳定运行,另一方面确保了回路系统冷、热交变和瞬态运行工况下试验台的安全.经测量,建造完成后的试验台回路在热应力的驱使下,均朝预期方向发生了相应位移,位移量与理论计算基本一致.介绍了试验台脆性断裂失效、韧性断裂失效、接头泄漏失效、弹性或塑性失稳、均匀腐蚀失效等几种主要失效模式及相应预防措施.通过该试验台完成了小型反应堆核主泵相关的验证性试验.采用的设计技术和实施内容可以指导高温试验台的设计和建造,在工程和学术方面具有一定的参考价值.     

核主泵模型泵导叶进口边相对位置对泵性能的影响

采用雷诺时均N-S方程和标准k-ε湍流模型,应用三维非结构四面体网格建模,选用旋转流体机械模型中的多重参考坐标系模型（MRF）,对设计工况下两种不同导叶形式核主泵模型泵的三维湍流流场进行了数值模拟,模拟结果较好地揭示了内部流场的特征.对内部流场的静压分布特征进行了研究,发现静压从叶轮进口到球壳呈持续增加的趋势,且导叶流道的静压分布具有非对称性的特征,比较分析了两种模型泵的流线图,得到了球壳与出口管相交位置处的回流特征.研究结果可用来了解核主泵模型泵的内部流场特征,并为其水力优化设计提供有益参考.     

核主泵空化流动对能量转换的影响

为研究核主泵内部空化流动对能量转换的影响,采用RNG k-ε湍流模型和Rayleigh-Plesset空化模型对设计工况下核主泵模型泵进行了全流场空化模拟,得到核主泵发生空化时叶轮内气泡分布规律.选取叶片吸力面的前盖板流线和后盖板流线,通过分析不同空化工况下这两条流线上的动扬程与静扬程变化规律,研究核主泵发生空化时,空化流动对叶轮内能量转换的影响.结果表明:核主泵内流体的能量主要由叶轮中后段提供,且从前盖板到后盖板,叶片做功能力逐渐减弱;空化干扰叶轮内流体流动,导致空化区域相对速度增大,压力减小,在气泡密集区域,叶片做功能力几乎为0;随着空化程度加剧,无空化区动扬程增大,静扬程减小,且静扬程减小幅度大于动扬程增大幅度,从而引起泵扬程和效率下降;随着空化程度加剧,动、静扬程突变程度加剧,增大了叶轮内的流动损失,进而导致泵扬程及效率进一步下降.     

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.     

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.     

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．     

1 000 MW核主泵导叶体型线检测新方法

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,提出了一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,测量导叶体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．以国内福建福清核电站12号机组以及秦山一期扩建工程方家山核电站主泵导叶体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．     

不同叶型对混流式核主泵叶轮出口能量分布的影响

为了进一步探索叶片对液流的推动机制,采用数值计算方法对具有不同叶型的混流叶轮水力性能、出口能量分布特性和内部流动进行研究,得到叶轮出口动能和压能,并将其求和得出总能量的分布规律,且求出轴向动能和径向动能及其比例,并从流动分解角度分析流体对不同叶型的绕流情况.结果表明:该混流式叶轮在进口至出口方向叶型为仿翼型时比前后盖板方向叶型为仿翼型时具有更好的能量性能;当前后盖板方向叶型为仿翼型时,最厚位置靠近后盖板侧,叶轮的水力性能相对较高;叶轮出口能量中压能占较大数值比例,且叶片轴、径向做功比例和叶型存在一定关联关系;进口至出口方向叶型为仿翼型时,对轴、径2个方向的流动均具有良好的适应性,而前后盖板方向为仿翼型变化时只能在1个方向上近似翼型绕流.     

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.     

蒸汽发生器出口管参数对核泵入口流场的影响

为研究蒸汽发生器出口管参数对核主泵入口流场的影响,将蒸汽发生器下封头与核主泵统一建模,采用CFD方法对其耦合模型进行全三维流场仿真计算.结果表明:蒸汽发生器出口管长对核主泵入口流场有较大的影响,且该影响在入口管较短时尤为明显,随着蒸汽发生器管长的增加,这种影响逐渐减小,核主泵入口流场趋于稳定;蒸汽发生器出口管的位置对核主泵入口流场紊乱度的影响相对较小,且不同位置管内流场发展趋势相近,但是会对流场的高速区以及低速区产生的位置造成影响;蒸汽发生器出口管中的流场极为紊乱,并在开始部分存在较大的回流区;随着流场的发展,在离蒸汽发生器出口350 mm附近回流区消失,之后流场逐渐趋于稳定,但是流场的偏心现象不会消失.     

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.     

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.     

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.