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.     

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.     

核主泵前腔间隙对性能影响的数值计算

基于相对坐标系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,采用SIMPLE算法,以清水为介质,对AP1000核主泵模型进行数值模拟.通过改变压水室与前腔间隙设计出4种不同方案,并对各种方案下泵内流动进行全三维数值模拟,获得不同间隙下模型泵轴向力和前腔内流动变化趋势和规律.计算结果表明:在工作流量(0.8Q_d~1.2Q_d)下,间隙变化对泵扬程和效率都有一定影响;核主泵前腔间隙变化导致泵最高效率点位置相对于设计工况发生偏移,其偏移方向和偏移程度与间隙变化无明显对应关系;在设计工况(1.0Q_d)下,泵效率在间隙为0.6 mm时高于其他间隙,相比间隙为1.8 mm时提高了1.66%;在1.2Q_d工况下,间隙为1.8 mm时效率高于其他间隙,相比间隙为2.4 mm时泵效率提高了2.17%;从全工况看,间隙对轴向力影响较小,轴向力随着流量的增大呈单调递减趋势,其计算值明显低于试验值,但随着流量的增加,理论计算值的相对误差有减小趋势.     

动静转子间隙比对核主泵水力性能的影响

基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNG k-ε湍流模型,运用试验和数值计算相结合的方法,对设计工况下不同动静转子间隙比Δδ的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行数值计算,研究Δδ对模型泵水力性能及内部流场的影响.结果表明:在所取的间隙比范围内,设计流量工况下,随着Δδ的增大,泵的总扬程和效率先增大后减小;当Δδ=3.1时,泵的总扬程和效率都达到最大值;导叶和压水室内的水力损失受Δδ的影响较大,导叶内水力损失在Δδ=2.2时最大,压水室内水力损失在Δδ=5.8时最大,当Δδ在3.1~4.0时,在导叶和压水室内的水力损失均较小.叶轮出口和导叶进口的相对速度随Δδ的增大而相互趋近,从前盖板流线到后盖板流线相对速度基本呈单调递减,叶轮出口和导叶进口相对速度分布在Δδ=3.1时最合理.研究结果可用于分析混流式核主泵水力模型的内部流场特征,并为其高效水力模型的优化设计提供参考.     

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.     

一种钠冷快堆核主泵动静压导轴承间隙流体动力特性分析

针对钠冷快堆核主泵在实际运行过程中存在轴颈磨损和泄露问题,提出了一种通过设置螺旋槽来改善轴承间隙流体动力特性的方法.基于CFD数值模拟,对比了轴瓦螺旋槽轴承和主轴螺旋槽轴承性能优劣,发现主轴螺旋槽轴承效果更好.据此,探讨了螺旋槽结构参数对轴承间隙流体动力特性的影响,提出了初步优化的轴承结构.结果表明:影响支反力和偏位角的主因素是螺旋槽螺旋角,随着螺旋角的增大支反力增大、偏位角减小;影响泄漏量的主因素是螺旋槽螺旋角和槽台宽比,随着螺旋角和槽台宽比的增大泄漏量增大;头数对轴承性能参数影响不具有统计学意义.当螺旋槽结构参数设计为头数12,螺旋角42°,槽台宽比2时,导轴承具有最优的综合性能.研究成果对轴承结构设计有一定的指导意义.     

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.     

偏心距对核主泵径向力影响的数值分析

为了研究核主泵所受径向力,基于RNG k-ε模型分别对原型核主泵和重心偏移后的核主泵进行数值模拟.通过模拟分别获得了原型泵和不同偏心距下核主泵外特性、中心截面的静压分布及作用在蜗壳和叶轮上的径向力特性,并将其与理论值进行对比分析.研究结果表明:对比试验与数值计算外特性曲线趋势一致,说明所建立的核主泵径向力计算模型具有一定的准确性;4种方案下叶轮与导叶内部的静压区别不大,而蜗壳内部的静压变化较明显,各偏心距下的静压呈非对称分布,偏心距的变化对核主泵的内外特性具有一定的影响;核主泵在设计点运行时径向力最小但不为零,偏心10 mm左右时所受径向力最小;通过对比不同偏心距下径向力数值预测值和Stepanoff理论公式计算值可知,不同偏心距所受径向力与理论公式值变化趋势一致,说明数值模拟的方法验证了用经验公式计算径向力的准确性.     

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.     

基于CFD技术的核电站上充泵全流场数值模拟

为研究核电站上充泵内部流动规律,基于计算流体动力学（CFD）技术,采用Reynolds时均N-S方程和标准k-ε湍流模型,压力、速度耦合使用SIMPLEC算法,对1 000 MW核电站离心式上充泵全流场的三维定常湍流进行数值模拟,得到上充泵各级叶轮-导叶内部的速度、静压以及湍动能分布图,并对其内部流动状态进行分析.在数值模拟的基础之上,对4级上充泵样机进行了性能试验,并且换算成12级实型泵的性能,将性能试验结果和模拟性能预测结果进行对比.数值模拟结果表明：在叶轮、导叶间隙处出现局部低压区;叶轮出口和导叶进口交界区域速度分布不均匀,局部区域有逆流和旋涡,造成部分水力损失;叶轮出口和导叶进口处的湍动能较大,且分布极不规律,有较大的能量损失.从数值模拟的结果可以得到上充泵内部流动水力损失严重的区域,为进一步优化上充泵的设计提供参考.数值模拟和试验两者的结果吻合较好,验证了计算模型和换算结果的正确性.     

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.     

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.     

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.     

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.     

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.     

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.     

推力瓦几何参数对核主泵推力轴承油系统特性的影响

针对某核主泵的双向推力轴承在试验过程中出现上部推力瓦温度过高的问题,在不改变油系统、推力轴承结构尺寸及推力瓦数量的条件下,在推力瓦侧面开设不同尺寸的凹槽以控制瓦间流动.经过多方案优选设计出一种改进型推力瓦,以期通过优化推力瓦几何参数解决上部推力瓦温度过高的问题.基于流场数值模拟方法对油系统瓦间流场进行了深入分析,通过对比改进前后2种瓦的瓦间流动分布定性分析推力瓦几何参数对双向推力轴承油系统流动及冷却性能的影响,表明优化后的改进型推力瓦在相同运行条件下大大减轻了油流对冲及阻塞的现象,消除了不合理的回流,增大了进入流道的冷油流量,从而提高了油系统的冷却效果,使得上部推力瓦温度明显降低并达到了设计要求.同时证明了推力瓦几何参数是影响推力轴承油系统特性的重要因素.研究结果能为探究推力瓦几何参数对油系统特性的影响,以及类似轴承系统的推力瓦几何参数优化提供参考.     

核主泵四象限特性曲线的数值预测

为实现在核主泵产品开发过程中对四象限特性进行预测与设计方案快速可靠评估,采用全流道内流场数值模拟方法,针对某轴封式核主泵在定转速下的四象限运行特性进行预测,研究基于数值模拟预测四象限特性曲线的可靠性.与试验曲线对比结果表明:在正转逆流及反转逆流工况下预测结果与试验结果一致性好,其扬程和转矩曲线的偏差大部分点在±3％以内...     

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.     

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.