基于CFD仿真的核主泵流动特性研究

为研究核主泵水力部件的流动特性,基于N-S方程及k-ωSST湍流模型,对核主泵水力部件多个流量点进行三维流动数值计算,研究了核主泵内不同流量工况下的流动特征,并对额定工况下的性能数据与试验数据进行了对比。结果表明,基于CFD分析的方法可有效预测核主泵的水力性能,获取内部流动细节。在额定设计工况下,核主泵流态均匀稳定,水力性能优良。通过与非设计流量工况的对比,较全面地分析了该核主泵流动特性,为解决核主泵水力部件设计和优化提供了有益的参考。     

CAP1400屏蔽电机主泵高效水力模型研发

大型三代先进压水堆核电站最后一个难度最大的重大装备CAP1400大功率屏蔽电机主泵正在国产化研制,关键水力部件叶轮和导叶的水力设计是核主泵科学研究中的一项重点也是难点。基于前期相关研究基础,研发设计比转速约105的混流式缩尺(1∶2.5)高效水力模型,探讨模型建立、参数化水力设计、CFD数值计算与水力性能优化、模型试验与性能分析;针对最优效率点和流动损失进行探讨,给出多重约束下高效叶轮和导叶设计建议。模型试验得到水力模型设计点效率为84.92%、性能曲线变化平缓、运行范围内效率高、且汽蚀性能良好;换算到真机工况效率达到88.3%。该水力模型成为重大专项CAP1400屏蔽电机主泵水力部件采纳的设计方案之一,为后续核主泵水力部件的高性能设计、工程应用提供重要借鉴和原始技术积累。     

无油润滑高速离心泵的变转速性能研究

转速调节是调整泵工况的重要手段,为了揭示变转速对高速离心泵的水力性能影响,本文以一台采用无油动压液体轴承支撑的高速离心泵为研究对象,采用试验方法与数值模拟,进行了不同转速下相似工况下的水力性能研究。论文通过所搭建闭式实验台上的水力测试得到了不同转速下的水力性能曲线,验证了该泵在变转速下良好的水力性能,最高效率可达35.52%。并结合ANSYS CFX软件对该泵水力部件进行了数值模拟研究,与试验结果的对比表明数值模拟能够有效对该泵的水力部件性能进行预测。论文还对该泵水力部件以设计工况为基准的不同转速下的比例相似工况进行了研究。     

1000MW轴流式核主泵试验分析与数值模拟

对1000 MW轴流式核主泵5个不同温度下相同流量点工况进行数值模拟计算,并与试验值进行对比,计算结果与试验结果吻合较好,验证了CFD数值计算的准确性和精度。在核主泵试验过程中,发现核主泵扬程随着温度升高逐渐升高,研究了泵的外特性扬程变化,并分析了泵内部流动和各部分能量损失变化情况,表明泵扬程变化主要是由于水力损耗变化导致的。     

特殊流道主泵低流阻水力部件研究

主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,也是反应堆冷却剂系统压力边界的组成部分,能保证反应堆冷却剂压力边界的结构完整性。在实现主泵基础性能指标的同时,低流阻水力部件设计优化也应重点研究。根据特殊流道主泵结构形式,以降低主泵水力部件流动阻力系数为目标,开展特殊流道主泵低流阻水力部件设计,完成低流阻水力部件性能分析及低流阻优化,设计出能够满足要求的低流阻主泵水力部件。     

核电用泵水力部件的疲劳寿命设计

AP1000主泵叶轮在试验中曾出现过疲劳裂纹,并因此影响了项目进展。为避免该状况再次出现,以确保核泵水力部件在不易监测和检查的高温、高压一回路介质中长期稳定运行,梳理了核泵水力部件疲劳设计需考虑的主要因素,并提出和分析验证了减小核泵水力部件疲劳情况的设计修改方法。     

错列导叶对反应堆冷却剂泵水力性能的影响

本文采用数值模拟对交错形式的导叶叶片对于三代核电站反应堆冷却剂泵性能的影响进行研究。通过数值模拟和试验结果的比较验证了数值模拟的有效性。数值研究获得了不同交错叶片导叶方案下核主泵性能的变化。得到了水力性能曲线,轴向力曲线和压力脉动频谱图。数值结果表明:在额定流量下交错叶片稍微减少了水力效率,但对扬程、轴向力和功率几乎没有影响。交错叶片导叶有利于压力脉动,降低了水力部件内部压力脉动的振幅幅值,交错角3/4的方案是一个比较好的选择。     

环形压水室截面面积对核主泵性能的影响

为了研究环形压水室结构对于核主泵水力性能的影响,在保证其他过流部件几何参数不变的前提条件下,以某型核主泵模型为研究对象,设计3种不同截面面积环形压水室的核主泵模型,并基于RNG k-ε湍流模型和滑移网格模型,对以上3种缩比模型内部流动进行全三维数值模拟,通过试验证实了数值计算数据与试验数据的吻合性与该数值模拟方法的可靠性。结果表明:在设计工况下运行,压水室截面面积变化对核主泵性能影响不大;偏离设计工况,适当增大压水室截面面积能够提高核主泵的扬程、效率和静压能占比,并改善压水室内部流动特征;而偏小的压水室截面面积会使其内部流动损失增大。在实际泵产品的设计和研究过程中,结构尺寸允许的条件下适当增大压水室截面面积有利于提高核主泵的整体性能。     

核主泵四象限特性试验研究

针对自主研发百万千瓦级核电主泵项目,本研究以经过模化缩比后的百万千瓦级核电主泵的模型泵为对象,搭建专设台架,开展泵正常工况、水轮机工况、耗能工况、卡轴工况、飞逸工况下的流动特性试验。首先得到了1500r/min额定转速下的四象限特性曲线,进而掌握了其扬程、扭矩在不同流量工况下的变化规律,之后对1050 r/min、600r/min和150 r/min 3个非额定转速下泵的各运行工况开展试验研究,将4个转速下的试验结果经过无量纲处理,最终得到了既适用于模型泵又适用于原型泵的同源曲线,上述试验结果为后续核主泵设计的深入研究及一回路安全分析提供了数据支撑。     

小型堆核主泵水力优化设计及试验研究

以更安全、更高效、更经济为主要特征的新一代核能技术及其多元化应用,成为全球核能科技创新的主要方向。小型反应堆因其安全、经济、可移动等优点而具有广阔的应用前景,小型核主泵的研究也受到了诸多学者的关注。对小型堆核主泵的水力开发进行研究,采用CFD数值模拟和试验验证相结合的方法,对小型堆核主泵进行水力优化设计。首先基于设计输入参数确定关键水力部件基本结构参数,对小型堆核主泵的叶轮和导叶进行初始模型的建模,采用三维软件对进口吸入段、叶轮、导叶及泵壳进行建模;其次利用6因素3水平的L18(63)正交表对小型堆核主泵水力进行正交优化设计,将不同因素与水平合理分为18组试验方案,并对18组模拟结果进行极差分析,选取最佳参数组合;最后与优化前模型的外特性和汽蚀特性进行对比,并对优化后的模型进行了内部流动分析。优化模型进行实体制造并通过试验验证,一方面证实了正交优化设计方法是可行的,另一方面优化后的小型堆主泵模型具备了较优的性能,促进了小型堆核电技术发展。     

混流式核主泵流场数值分析与试验研究

本文根据某核电站主冷却剂泵的水力优化设计,研究了在改变叶轮叶片进口安放角减小10°的条件下进行数值仿真分析。主要在参考泵叶轮基础上进行了叶片结构改进,并就新的叶片结构进行了数值分析,相应的性能参数值比要求值均有了一定的裕度。其中,数值效率和对应的扬程比参考泵叶轮分别提高了0.6%和22%。针对主泵水力部件模型,对改进设计后的水力部件按照相应的标准分别进行了水力模型的效率试验、空化试验以及压力脉动试验,同时按照试验结果换算出了目标主泵的水力性能。     

离心泵S形叶片流动特性及水力性能分析

对离心泵而言，叶片出口角β₂是影响泵性能的一个重要参数。基于Fluent离心泵全流场数值模拟，对某型号低比转数离心泵进行了大出口角叶形的改形设计，研究了不同大出口角对离心泵水力性能的影响，并对比分析了原模型泵与S形叶片离心泵水力特性及流动特性。结果表明：离心泵扬程随着出口角的增大而增大，在出口角为90°时达到最大值。当出口角为90°时，S形叶片的水力性能最佳，在设计工况下及大流量工况泵扬程显著提升且效率有小幅度提升，但小流量工况下泵效率略有下降。S形叶片可以有效抑制离心泵叶轮内的边界层分离现象，且随着流量的增大抑制效果越明显。     

诱导轮和离心泵叶轮内部空化流动数值分析

为了提高诱导轮离心泵的空化性能和运行稳定性,阐明诱导轮和离心泵叶轮几何参数对空化性能的影响规律,基于空泡可压缩性影响修正的RNG k-ε模型和改进的空化模型,对诱导轮和离心泵叶轮内部流场进行空化数值计算。数值结果表明:在小流量工况和额定工况下,空化性能曲线基本一致;在大流量工况下,空化特性曲线波动相对比较严重,空化性能较差。额定流量下泵蜗壳水力损失最小,小流量工况下蜗壳水力损失最大。临界汽蚀余量时,蜗壳水力损失突升。无空化条件下,随着前口环间隙值的增大,诱导轮扬程、效率和前口环间隙泄漏量增大,泵和叶轮的扬程、效率值降低,泵的空化特性曲线的稳定性变差,使诱导轮叶片出口液流角发生偏转,导致诱导轮和离心泵叶轮内部产生周期性的交变空化流。     

错列导叶对CAP1400核主泵水力性能的影响

本文采用数值模拟对交错形式的导叶叶片对于大功率屏蔽电机主泵性能的影响进行研究。通过数值模拟和试验结果的比较验证了数值模拟的有效性。数值研究获得了不同交错叶片导叶方案下大功率屏蔽电机主泵性能的变化。得到了水力性能曲线,轴向力曲线和压力脉动频谱图。数值结果表明交错叶片导叶对大功率屏蔽电机主泵性能的影响：在额定流量下交错叶片稍微减少了水力效率,但对扬程,轴向力和功率几乎没有影响。交错叶片导叶有利于压力脉动;交错叶片导叶降低了水力部件内部压力脉动的振幅幅值。交错角3/4的方案是一个比较好的选择。     

小破口失水工况下屏蔽泵轴系动力学分析

以屏蔽式核主泵的主要设计参数为依据,在对屏蔽式核主泵合理简化的基础上进行水力设计与三维模型建立。采用计算流体力学软件(CFX)对正常工况下、进口段小破口失水工况下和出口段小破口失水工况下的屏蔽式核主泵流场进行数值分析,计算叶轮受力与变形。将叶轮受力作为屏蔽式核主泵谐响应分析的输入载荷,分析屏蔽式核主泵轴系的振动情况。计算结果表明:由于进口段破口导致冷却剂流失,叶轮受力、核主泵轴系振幅大幅减小;出口段破口导致核主泵流量短时间内增加,致使叶轮受力略有增加,核主泵轴系振幅最大值仅有小幅增大。     

核主泵模型的冷态性能试验研究

结合某核电站的主泵水力模型的开发要求,进行基于实际运行状态下的模型冷态性能的试验研究,换算得出的核主泵的真机性能和水力特性满足设计要求.试验结果为核主泵的水力优化设计提供有益的参考.     

混流式核主泵内部复杂流动结构分析

以混流式核主泵水力模型为研究对象,基于三维不可压缩流体的N-S方程和RNG k-ε湍流模型,采用流体计算软件ANSYS-Fluent对不同工况下的混流式核主泵水力模型的三维湍流流场进行数值模拟。通过分析不同特征面上的流动状态,构建该泵内的典型时均流谱,为性能优化及内部流动控制提供参考。计算结果表明:高涡量区域主要分布在固体壁面、径向导叶流道以及球型压水室内出液管附近;靠近出液管附近存在旋涡,导致流动损失增加,但随着流量减小,此处的流动情况趋于稳定,旋涡减弱甚至消失;靠近球型压水室出液管段的旋涡及其相近的径向导叶流道内的复杂流动情况与球型压水室出液管的位置有一定关系,因此减小出液管附近的流动损失,对实现混流式核主泵流动控制具有重要意义。     

密封口环间隙对核主泵CAP1400瞬态特性的影响

核主泵密封口环间隙泄漏流会与过流部件主流流道形成交互作用,进而影响核主泵内部载荷,带来不稳定的瞬态流动,给核主泵的安全可靠性带来致命的威胁.为此本文利用RNG k-ε湍流模型来数值求解CAP1400核主泵三维内部流场,并分析密封口环间隙对内部非定常流动特性的影响,该数值方法得到了试验验证.研究结果表明:密封口环间隙流会...     

后吸式渣浆泵密封性能及内部流动研究

为提高渣浆泵密封性能及其使用寿命,设计了后吸式结构。基于ANSYS CFX,对不同工况下后吸式渣浆泵及传统渣浆泵的密封性能及内部流动进行了对比,结果表明：后吸式渣浆泵轴封处压力受泵运行工况及叶轮内部流动影响较小,且压力脉动幅值低;两种方案中,叶轮内部水体流动情况基本相同,额定工况下,两者外特性相差不大;大流量工况下,由于三通进口内的冲击损失及回流,后吸式渣浆泵扬程及效率明显低于传统渣浆泵,但其密封效果好,使用寿命长,故在外特性上的损失是可以接受的。通过对两台渣浆泵进行外特性试验,验证了数值计算结果的准确性,以期为渣浆泵的设计提供依据。     

铅铋介质与清水介质在核主泵内流动对比

为了满足第四代核电系统铅铋(LBE)快堆模块化的结构要求，其主循环泵常采用轴流式结构，掌握铅铋介质在轴流式核主泵内的流动特性是铅铋快堆设计的关键性问题之一。但是目前泵的理论设计与实验都是以清水介质为前提，当实际应用在LBE介质下时，必然会导致泵的内外特性与设计目标和实验状态出现明显差异。通过计算流体力学(CFD)方法采用SST k-ω湍流模型对铅铋介质和清水介质进行瞬态数值计算，分析额定工况下两种介质在叶轮和导叶计算域的能量变化及其规律。结果表明：按照轴流泵水力设计方法完成的水力设计方案，在额定工况下，LBE介质相较与清水介质的扬程与效率均有明显提高。在叶轮计算域，LBE介质静扬程的提高是导致其总扬程与效率均优于清水介质的主要原因；在导叶计算域，LBE介质的流动损失明显低于清水介质，LBE介质在导叶轮毂处的分离现象明显弱于清水介质。