失水事故工况下主泵全特性数值分析

为研究核反应堆主冷却剂泵在失水事故工况下的全特性,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件(CFX)对核主泵全特性进行数值模拟计算,分析核反应堆主冷却剂泵的全特性曲线,并解释小流量出现驼峰现象的原因。结果表明:叶轮所受的扭矩主要来自于叶片所受的扭矩,前后盖板所受的扭矩对叶轮的影响很小。叶片所受的扭矩和轴向力的变化趋势和流量-扬程曲线变化规律有一定的相似性,三者之间可能有密切关系。     

止回阀对EPR反应堆主泵卡轴事故后果的影响

分析计算欧洲先进压水堆(EPR)反应堆主泵卡轴事故,并对比在主泵出口安装止回阀和没有安装止回阀模型的卡轴事故安全分析.结果表明,在EPR主泵卡轴事故中,止回阀可增加模型堆芯进口流量约4％,有利于堆芯的冷却.止回阀可显著地提高堆芯最小偏离泡核沸腾比(DNBR),降低堆芯偏离泡核沸腾(DNB)份额,降低包壳温度约14℃.模型分析结果表明,在主泵卡轴事故工况下,主泵出口安装止回阀可更好地维持堆芯的完整性.     

叶轮叶片厚度对混流式核主泵能量性能的影响

为了分析混流式核主泵叶轮叶片厚度对能量性能的影响和进行流体动力优化,以某公司制造的100型混流式核主泵为研究对象,选取叶轮叶片厚度作为优化设计变量,分别设计了3种不同叶片厚度的叶轮。首先对原始模型进行数值模拟及性能预测,通过与原始模型试验数据的对比分析,确定了合理的数值模拟方法和验证性能预测的可靠性。对3种不同叶片厚度的叶轮进行全流道的数值计算分析,预测分析不同叶片厚度对核主泵外特性以及内部流场分布的影响。分析结果表明:相同流量工况下,随着叶轮叶片厚度的减薄,核主泵的扬程增加,效率降低。由于空间导叶的特殊结构,叶轮叶片减薄使导叶叶片进口处出现回流现象,增加了导叶内的流动损失,且全流道内的压力整体较高。因此,适当地增加叶片厚度有助于提高具有特殊空间导叶结构的核主泵效率和保证核主泵运行的可靠性。     

转子悬臂比对核主泵水力振动的影响

为研究转子悬臂比对核主泵水力振动的影响规律,针对CAP1400核主泵,在其他几何参数均给定的条件下,通过改变泵轴的悬臂比,设计了25个模型方案。应用多重参考系下的雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型对核主泵流体域进行了计算,采用单向流固耦合方法,分析了核主泵叶轮叶片的应力、应变在不同悬臂比、不同工况下的变化规律,并在有预应力和无预应力情况下,对不同悬臂比的核主泵进行了转子动力学特性研究。结果表明：当泵轴伸出端长度一定时,核主泵叶轮叶片的应力、应变及转子系统的前6阶固有频率与悬臂比的相关性不强,但对工况变化的敏感度较高;相同工况下,核主泵叶轮叶片的最大变形量随悬臂长度而增大,但不随悬臂比而变化,最大应力不随悬臂长度及悬臂比而变化;流固耦合作用能降低转子系统的固有频率,且降低幅度随阶数的增加而减小。     

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

核主泵叶轮叶片进口边位置对气液两相流动特性的影响

为了研究叶轮叶片进口边位置对核主泵气-液两相流动特性的影响,设计3种不同进口边方案,并对不同方案下的气-液两相流动特性进行定常、非定常模拟。通过对结果的分析,发现核主泵叶片进口边适当前伸,在发生失水事故时有助于保持一回路压力边界的稳定性,但前伸也会加剧叶片扭曲程度,使叶片吸力面气泡大量堆积;叶片进口边向后偏移,易在叶轮出口处产生较强的射流尾迹,引起较大幅度的压力脉动。经过比较分析,确定方案B为最优方案。在模拟基础上,对试验样机进行不同进口含气率工况下的外特性性能测试,测试结果表明:在进口含气率为0%的工况下,模拟数据与试验数据吻合性较好,泵性能达到设计要求;随着含气率的增加,试验值与模拟值出现较大的偏差,主要由于试验条件所限及模拟结果与试验结果的误差所导致。     

高温气冷堆主氦风机惰转特性研究

高温气冷堆主氦风机与压水堆主泵一样,均为反应堆一回路的关键设备.在反应堆正常工况下,两者具有相同的功能要求,但在事故工况时,因反应堆的运行特性不同,其功能要求各异.目前,对压水堆主泵的惰转特性已有大量的实验研究和实际运行结果,但有关主氦风机惰转特性的实验研究与理论研究还很缺乏.本文结合风机的气动特性与高温气冷堆一回路的阻力特性,从理论上研究高温气冷堆主氦风机的惰转特性,建立主氦风机惰转时的流量与转速的预测公式,并给出其数值预测结果,为高温气冷堆设计的初步安全分析提供依据.     

混流式主泵模型泵内部流场压力脉动特性研究

采用ANSYS-Workbench与CFX实现的流-固热双向耦合技术对主泵模型泵内部流场的压力脉动进行数值模拟分析,研究了流-固热耦合作用下反应堆冷却剂泵(简称"主泵")叶片的压力脉动特性。根据压力脉动时域和频域情况,探讨产生压力脉动的主要原因,同时对不同流量下的压力脉动情况进行对比。叶轮进出口、导叶中间和导叶出口4个截面的压力脉动幅值从轮毂到轮缘均升高;叶轮进口和出口的压力脉动主要由叶轮转动频率决定,随着流体不断远离叶轮,叶轮对流体压力脉动的影响逐渐减弱;对比不同流量工况结果,设计工况的脉动幅值最小。     

CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究

为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明：核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。     

核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究

为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明：变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。     

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。     

AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明：气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。     

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。      

断电停机过渡过程中核主泵气液两相流动特性研究

为研究断电停机过渡过程中核主泵气液两相瞬态流动特性,借助CFD技术对不同含气量下核主泵内的气液两相流动变化规律及径向力进行了研究,并对计算结果进行试验验证。结果显示,数值模拟数据与试验数据变化趋势吻合,断电停机过渡过程中,在叶轮背面附近产生旋涡,旋涡的存在使气相区域变大且相应的气体体积分数增加。随着流量的减少和转速的降低,叶轮和导叶内存在大量的气相,导致叶轮转换能量的能力减弱。含气量较小时,叶轮内气体体积分数先达到最大值后开始呈离散状回旋下降。而含气量较大时,叶轮内的气体体积分数随流量的减少而增加。含气量对流道内流体的速度影响较大,尤其是对靠近叶片进口方向的流体。随着含气量的增加,叶轮的径向力不平衡程度开始减弱,其最大不平衡径向力由正负值不等转变为以负值为主。     

基于CFD数值模拟的复合叶轮核主泵压力脉动特性研究

为了降低核主泵在不同工况下运行时的压力脉动,采用数值模拟对核主泵3种不同进口直径的短叶片进行对比。结果表明：短叶片进口直径的改变并未改变叶轮的主频,但随着短叶片进口直径的增加,背面高频值逐渐减小,而工作面高频值却逐渐增大。在小流量工况下不同进口直径的短叶片的压力脉动幅值均较大;在设计工况下叶片背面各监测点在低频区与高频区域的波动能量明显大于叶片工作面各监测点在低频区和高频区的波动能量;大流量工况下叶片背面附近各监测点的低频区带宽及高频区的脉动能量明显增加,叶片工作面附近各监测点的脉动幅值出现较大的增加,短叶片背面附近各监测点的脉动幅值明显高于长叶片背面的脉动幅值。分析结果表明：短叶片进口直径为0.72D₂时,压力脉动在各种工况下运行最小。     

CPR1000核电厂反应堆冷却剂泵电机绝缘问题分析

文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵（主泵）电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。     

核主泵停机过渡过程瞬态水动力特性研究

为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明：叶轮出口涡量小于进口涡量,且叶轮出口涡量受叶轮与导叶动静干涉影响而呈大幅的周期性波动。在泵体与出口管交接处的涡量变化较大,与导叶出口方向相反方向处的涡量变化最大。对比3种停机惰转过渡过程中惰转模型可知,带惰轮惰转模型的径向力呈周期性波动逐渐减小;线性惰转模型与带惰轮惰转模型的径向力变化趋势类似,但其变化幅度少于线性惰转模型径向力变化幅度,t/T=0.6~1时,其径向力变化幅度接近零;常规惰转模型的径向力呈现不规律变化,t/T约为0.25时出现极大值,对核主泵的可靠运行产生较大影响。