基于源项法的闭式回路架构对主泵性能影响的分析研究

传统的主泵流动分析平台多为简化的开式流路,与真实闭式回路运行工况存有较大差异。为探究主泵在真实回路中的流动特性与机理,以包含密封口环间隙的主泵全通道水力模型为研究对象,采用源项法进行稳态、瞬态计算分析研究。稳态计算结果表明:闭式循环回路中形成漩涡流态,致使主泵进口处发生预旋,产生入流畸变,导致湍动能有所增加,能量分布不均匀;瞬态计算结果表明:相较于开式流路,闭式回路入流畸变带来流场压力、速度、湍动能、压力脉动等特性的变化,导致泵体扬程、效率均有所下降,所受径向力、轴向力增大。闭式循环回路架构针对主泵流动性能的分析更接近真实流动。      

主管道管径对主泵性能的影响分析

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案，将核主泵与主管道组合建立三维模型，采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算，得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低，但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低，整个系统效率提高了1.3%；配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值；2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小，冷段内压力脉动幅值也较小，且均呈现出无周期和无规律特性；配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。      

核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估

为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化,通过CFD数值模拟软件FLUENT,应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟,获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况,分析了压力和速度分布规律,并进行了性能预估。结果表明,稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到了较为理想的泵效率与扬程值;随着流量的增加,核主泵的轴功率也逐步增加。模拟结果有助于认识核主泵在运转状态下的内部流场变化情况,为核主泵的国产化前期探索和理论研究提供支持。     

非对称压水室对CAP1400主泵性能影响的分析研究

压水室作为主泵的边界,不仅承担着压力而且还是周向流出的导叶与单向流动的管路之间的唯一桥梁。为探究压水室对整机性能的影响,以CAP1400的1:2.5缩比模型为目标,提出了一种关于主泵非对称压水室的设计方法,并设计出4种不同几何尺寸的非对称模型。借助计算流体动力学（CFD）数值方法,得到含有口环间隙的核主泵全三维模型的内部流场、外特性及瞬态载荷信息。通过对比分析获得结论:4种非对称压水室模型将上盖板处径向载荷减小60%以上,使叶轮及总径向载荷的主频幅值减小13%以上;在保证径向载荷有明显改善的同时,还能有效提升泵体效率和扬程,前者改善更为明显,提升范围为0.57%~0.83%。      

核反应堆主系统的排气方法和装置

本发明涉及：给所述主系统充水，且使主系统中的水压建立在可使主泵运行的压力级上；使一回路的第一主泵投入运行，其中回路设有一稳压管与稳压器连接；至少在第一主泵运行期间连续排出气体，气体包含在主系统中，且通过被泵驱动环流的水夹带到压力壳上部；停止第一主泵，且使其它主泵相继投入运行，然后使所有主泵同时运行，同时排放压力壳上部气体，并通过第一、二排气管在主系统的高点进行最终排气，其中第一、二排气管分别与压力壳的盖和稳压器连接。本发明还涉及在泵运行期间连续排出到达压力壳上部的气体的装置。     

基于PCA的主泵传感器状态监测模型

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析（PCA）技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。      

核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究

为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性,通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性,建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学（CFD）方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟,得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明：卡轴时间越短,核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈,事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为0 r/min时为节点,在卡轴时间为0.1、0.3、0.5 s三种卡轴工况下,流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%;核主泵扬程达到反向极值,分别为正常运行时的-137.7%、-87.4%、-56.9%;叶轮叶片两侧压力差值达到最大,分别为1.34、0.73、0.47 MPa,且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区;叶轮所受轴向力达到反向极值,分别为正常运行时的-159.3%、-96.5%、-65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。     

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

为了研究高通量工程试验堆（HFETR）内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性，基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型，采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明，在主泵断电事故过程中，主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况，流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半，燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K；之后由于功率的不断下降，包壳温度随之不断下降；事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3，表明不会发生偏离泡核沸腾，满足安全要求。      

钠冷快堆一回路主循环泵在厂外主辅电源切换工况下的运行特性研究

在厂外主辅电源切换时,为避免因一回路主循环泵（简称主泵）运行引起反应堆保护停堆或电机辅助绕组启动,对主泵惰转特性及转速控制进行分析,分别对快切和慢切工况下主泵的快速飞车启动和搜频飞车启动模式进行研究,给出了不同模式下主泵的最低转速预测模型,分析出了快切工况（断电1.5 s）下主泵最低转速为708.3 r/min,慢切工况（断电10 s）下最低转速为341.2 r/min。在主泵水台架上,用1.5 s和10 s断电试验来模拟厂外主辅电源快切和慢切工况,试验结果表明,快切工况下主泵最低转速为689r/min;慢切工况下主泵最低转速为346.7 r/min。最低转速预测值与试验值吻合较好,偏差小于3%。试验验证了主泵在主辅电源切换工况下的运行特性,可实现快切不导致反应堆保护停堆,慢切不导致辅助绕组启动,对反应堆安全运行具有指导意义。     

秦山第三核电厂1#机组3#主泵振动处理

秦山第三核电厂1#机组3#主泵在启动和运行期间振动较大。为查找主泵振动大的原因,进行了4个方面主要参数的测量:旋转机械振动在线测量、主泵模态试验、主泵现场振动测量和主泵热位移测量。在分析现场测量数据的基础上,诊断出主泵振动大的根本原因,同时提出主泵振动处理的改造方案。方案实施后,振动有了大幅度降低,消除了长期困扰主泵振动的报警缺陷。     

多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,通过进行不同切换条件下的线性升、降负荷仿真,对给水泵切换运行规律和系统动态特性进行了研究。研究结果表明,针对本研究对象,其高负荷工况切换点选取为70%额定流量,低负荷工况切换点选取为30%额定流量时,既能获得良好的系统动态响应,还能保持给水泵运行经济性较高。此外,低负荷工况对给水泵切换引入的扰动更为敏感。低负荷工况下,若切换条件选取不当,则会导致降负荷过程中系统触发超压排放。     

压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响

为了研究动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响,以钠冷快堆二回路泵原型样机为研究对象,基于剪切应力传输（SST）k-ω湍流模型,对5种导叶进口直径下的模型泵进行非定常数值计算,其中不同模型对应的动静叶栅相对间隙（s）分别为3.030%、4.545%、6.060%、7.575%和9.090%。获得了不同s的模型泵导叶流道区域的压力脉动特性及作用在转子上的径向力特性,分析结果表明:s为7.575%的模型泵,其扬程（H）和效率（η）均为5种模型中最高;导叶流道内各测点的压力脉动主频均为叶轮叶片通过频率,且各测点的叶频处压力脉动幅值沿导叶进口至出口方向逐渐降低;随着动静叶栅间隙增大,各测点处压力脉动及转子所受径向力脉动的叶频处幅值均逐渐降低,且高频脉动成分发生衰减;同时,转子所受径向力矢量大小和方向的波动性也逐渐减弱。      

Development of a three-dimensional magnetohydrodynamics code for electromagnetic pumps

Annular linear induction pumps (ALIPs) are one of the electromagnetic (EM) pumps, which drive liquid metal using EM force, for fast reactors and have been developed in many countries. An ALIP mainly consists of multiple coils, iron cores and an annular flow channel. We have calculated the developed pressure of ALIPs using a two-dimensional magnetohydrodynamics (MHD) code. There are some reports in which pressure drop and fluctuation were observed in EM pump operations near the top of the pressure and flow rate relation (P–Q) curve. For fear of this phenomenon, the EM pump design is sometimes too conservative. To simulate the pressure drop and fluctuation occurrence conditions, we have developed a new three-dimensional (3D) MHD code. Clarification of this condition and its phenomena in the sodium flow will enable design of a new structure or determination of operation conditions that preclude this pressure drop and fluctuation and, thereby, achieve high efficiency. In this paper, the model of our new 3D MHD code, the accuracy of the code, simulation results focusing on pressure drop and fluctuation by radial and circumferential vortices are reported.     

Assessment of the CATHARE 1D pump model

The development of an advanced model to determine the dynamic pump performance under two-phase flow conditions is presented. This model is included in CATHARE 2, version V1.3. It is based on the two-fluid six-equation CATHARE model which describes the mechanical and thermal non-equilibria.In a previous review (P. Van den Hove and G. Geffraye, The CATHARE code— one-dimension pump model, Fifth Int. Topical Meet. on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-5), Salt Lake City, USA, September, 1992), various calculations were presented concerning Eva single-phase and two-phase steam–water test results in the first three quadrants. Here, the range of assessment of the first quadrant is enlarged with Eva air–water tests and Bethsy pump steam–water tests. Both pumps are mixed flow pumps, the Bethsy one being radial at the impeller outlet.Some improvements suggested in the above cited paper are tested against all single-phase liquid, single-phase vapor, two-phase steam–water, and two-phase air–water data in the first quadrant. They concern a new deviation model and head losses model, and the model of mechanical interaction between phases.     

CARR主循环泵机组参数确定

主循环泵机组是CARR反应堆冷却剂系统中的主要设备。本文主要介绍了确定主循环泵机组流量、扬程、汽蚀余量等参数的计算方法和计算过程以及在CARR中的运行方式。