核主泵压力脉动及其改善方法研究进展

压力脉动是引起核主泵产生振动、噪声等不稳定现象的重要因素,严重的脉动会导致核事故的发生.随着核电事业的快速发展,为使核岛安全稳定运行,核主泵压力脉动的研究对核岛安全的意义变得极其重要.回顾近年来不同研究人员在核主泵压力脉动方面的相关研究成果,通过文献调查讨论了与压力脉动有关的研究,发现压力脉动产生因素主要是核主泵入流冲击、二次回流、动静干涉作用和气蚀等引起的流动紊乱,一般可以通过理论分析、数值模拟和模型试验的方法对核主泵压力脉动进行研究.最后,总结了近十年来核主泵在大、中、小流量工况、卡轴事故工况和失水事故工况时主泵内部各流道压力脉动研究情况,以及通过对叶轮、导叶和涡壳的结构优化改善核主泵内部流道压力脉动的方法.     

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.     

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.     

基于相态图像在线检测的RCP轴封内流场试验研究

为了研究反应堆冷却剂主泵动压轴封异常工作状态、验证第三级副密封所处工况条件,开展了轴系温度分布仿真分析.采用微型内窥装置在线获取三级低压泄漏流相态图像,对所得图像进行数值化处理;采用Sobel边沿检测算法求取图像边沿化后的均方差,实现了基于内窥图像的主泵轴封低压泄漏流相态的在线监测.通过提高密封第三级泄漏背压,改善浮动...     

大型泵轴承外循环冷却用辅叶轮设计

为解决核主泵双向推力轴承润滑油外循环冷却系统循环动力所需辅助叶轮的设计验证问题,采用CFD分析方法,对油叶轮内特性压力流速进行数值分析.通过分析流道中间流面相对速度矢量分布,验证导叶进口流动有无冲角、叶型设计及与导叶匹配的优劣.数值分析直观反映了叶型设计形成的流动参数及流动规律.结果显示,导叶出口速度方向主要为切向,这有效降低了流体对导叶出口后侧装置的冲撞作用.通过润滑油循环装置模拟试验,将数值结果与试验数据进行对比,在全部5个工况下,两者差异均小于5%,设计结果满足润滑油的流量、扬程、无冲击流动等运行要求.文中采用的数值分析方法可替代逐次试验验证的轴流式辅叶轮设计方法,并成功应用于核电站反应堆冷却剂泵的产品设计.     

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.     

边界效应及高温高压对核主泵模态的影响

为了准确计算核主泵叶轮在液体环境下的振动模态以确保核主泵的高可靠运行,主要研究真实运行工况下的水域边界效应,以及高温高压环境对核主泵叶轮模态产生的影响.首先对简化的圆盘模型进行了模态分析,研究发现圆盘各阶湿模态频率与干模态频率相比均下降25%左右,圆盘模态的数值结果与试验结果吻合,通过了圆盘试验的验证.继而以CAP1400核主泵叶轮缩尺水力模型为对象,分别研究了水域下潜深度和径向距离对叶轮模态特性的影响,以及实际运行工况的高温高压环境对叶轮模态特性的影响.结果表明:核主泵叶轮湿模态固有频率相比干模态有显著下降;叶轮的固有频率随下潜深度的增加而逐渐下降,随径向距离的增加而逐渐上升;核主泵叶轮高温高压环境的固有频率相比常温常压固有频率有所增加.     

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.     

CAP1400反应堆冷却剂模型泵空化性能数值模拟与试验

为研究CAP1400核主泵事故工况下的空化性能,采用标准k-ε模型和Mixture模型,开展了CAP1400核主泵1∶2.5模型泵的整机空化数值模拟.分析了模型泵空化初生时的空化特性和不同空化余量下叶轮内空化发展规律,以及叶片中间流线上的载荷特性,并采用砂铸叶轮、精铸铝制叶轮与砂铸导叶结合开展了模型泵性能的试验研究,结果表明:蜗壳与叶轮的相对位置对叶轮内空泡体积分布具有一定的影响,靠近蜗壳出口的叶片吸力面空化更加严重,空化的排挤效应改变了叶片进口附近的液流角并导致压力面前缘出现空化;空化对叶片载荷影响较大,发生空化后叶片载荷在沿流线吸力面空泡结束的位置附近会出现极大值,且叶轮内空化区域的不均匀分布加大了不同叶片之间的载荷差异,靠近蜗壳出口的叶片沿流线压力载荷的极大值最大;叶轮的制造精度对泵的空化性能有较大影响.     

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.     

大功率高压离心泵的优化设计

针对大功率高压离心泵高扬程、大流量、高转速以及高运行可靠性的要求,从水力模型设计、转子动力学设计、高压承压元件安全设计3个方面对大功率高压离心泵进行研究.在水力设计上,应用CFD技术对泵的过流部件进行优化并考虑泵内间隙流动对整个转子系统的动力学影响,完成泵的水力模型设计;在转子动力学设计上,通过对机组轴系扭振特性和临界转速分析并考虑泵的实际工况引入＂湿＂临界转速以保证转子的刚性化设计和机组的运行可靠性;在高压壳体设计中,引入压力容器的设计理论,采用基于应力分类的大型高压离心泵承压件的优化设计并进行三维数值模拟完成高压壳体的安全设计.在3 800 kW高压泵上运用以上技术,结果表明,所设计的泵符合要求,该技术对国内研发大功率高压泵具有参考意义.     

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.     

无传感器监测技术在离心泵中的应用研究综述

为深入研究无传感器技术在离心泵运行状态监测方面的应用,首先综述了无传感器技术的背景与研究现状:无传感器监测技术是一种将感应电动机作为转矩传感器,通过测量其定子电流、电压,分析电动机转矩信号并推算出运行状态从而实现运行状态监测的技术,具有安装使用方便,价格低廉等优点.由于大部分离心泵由感应电动机驱动,因此可以较为有效地解决传统状态监测技术中存在的问题.目前国内外对离心泵监测技术的研究主要集中在电动机及机械部件的诊断,离心泵运行工况的判别,电动机输出信号的提取、分析方法等方面,并且这些研究主要侧重于理论和仿真.其次提出了现阶段无传感器技术应用于离心泵状态监测方面研究的不足:关于离心泵内部流态的研究仍属空白,具体流动状态的识别研究较少,离心泵内不同流动状态特征的提取方法的研究较少.最后对离心泵无传感器监测技术的发展进行了展望:无传感器技术的突破在于着重解决水力负载转矩非定常特性、瞬态水力负载转矩在离心泵轴系传动及电动机系统中响应特性以及离心泵内不同流动状态特征的提取方法等问题.     

核电站冷却水循环泵模型试验

介绍了按照核电站冷却水循环泵的技术要求开发的核电站冷却水循环泵模型,给出了其结构方案;运用CFD方法设计开发了优秀的水力模型,并通过模型泵进行了验证测试;简要介绍了用于测试水力损失和观测流态的冷却水循环泵进水流道设计试验装置．验证测试的结果表明,该泵额定点效率达92％且高效区范围宽;泵运行噪声小,运行平稳;在额定工况点,设计的肘型进水流道水力损失小,仅为0．273m．该水力模型的综合指标达到了同类泵的先进水平,因此,我国核电站冷却水循环泵可实现国产化．     

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.     

级间间隙对新型井泵性能的影响

为了研究级间间隙对多级井泵性能及流场的影响,以采用叶轮极大直径设计法设计的QS-40-30-55新型井泵为例,应用Fluent软件对不同级间间隙下的模型泵进行了全流场数值模拟．分别从泵的外特性及内部流场分析了级间间隙对泵整机性能的影响,结果表明:在同一流量下,随着间隙的增大,泵的扬程与效率均降低,轴功率基本保持不变;导叶出口处的液体会沿着级间间隙回流,然后通过叶轮与导叶之间的空间流回到导叶中,使得导叶出口及下一级叶轮进口处的流动出现紊乱,增大了流动损失,从而使得泵的性能下降．通过样机试制及试验发现:泵的最高效率点偏向小流量,但也满足国家标准要求;在额定流量下采用两级全流场数值模拟,由于考虑了圆盘摩擦损失及级间间隙泄漏损失,其预测值与试验值相当接近,误差在1％以内,验证了数值模拟方法的正确性．研究结果对新型井泵的优化设计具有一定的参考价值．     

死畜禽立式堆肥反应器分析与设计

针对我国目前死畜禽堆肥反应器存在的诸多问题,以缩短堆肥周期、减小占地面积、降低环境危害为目标,对死畜禽立式堆肥反应器展开研究与设计。该反应器主要由破碎搅拌系统、传动系统、控温系统所组成。在掌握相关堆肥工艺技术的前提下对反应器关键参数如容积、保温层厚度、加热器功率以及对关键零部件如搅刀轴、搅刀片、定刀进行分析设计。利用有限原软件进行仿真分析,结果表明：反应器内部能形成稳定对流的流场,搅刀所受载荷均匀,反应器设计可靠。