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。     

基于正交试验的核主泵导叶水力性能数值优化

为提高核主泵整机水力性能,实现叶轮、导叶与环形压水室的最优匹配,以AP1000核主泵为研究对象,保持叶轮与蜗壳几何参数不变,选择导叶进口冲角、导叶包角和导叶出口角为正交试验方法的3个因素,并根据各因素的值确定取值范围。基于雷诺时均N-S方程、RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法,应用CFD技术对核主泵进行了正交试验和数值优化。正交试验和因素显著性分析表明:额定工况下,优化后的模型泵较原模型泵扬程提高0.55m、效率提高0.66%;小流量工况下,优化后的杨程和效率提升更加明显;导叶包角和导叶出口角对泵水力性能的影响较为显著,导叶流道扩散程度决定了导叶流道的水力损失;导叶进口冲角、导叶出口角和导叶包角之间的相互作用对泵水力性能的影响不显著,可忽略。对导叶包角的研究表明,在小流量工况下,导叶包角与泵的效率呈正比,在大流量工况下,导叶包角与泵的效率呈反比。     

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。     

屏蔽式核主泵动静转子间的压力脉动特性

为了研究屏蔽式核主泵动静转子间的压力脉动特征,应用数值模拟方法,采用分离涡模拟（DES）,对模型泵不同流量工况进行非定常计算,分析其时域特征和频域特征,得到了其压力脉动特性。结果表明：核主泵模型泵动静转子之间压力脉动的频率为叶频及其倍频,这是由于叶轮出口边的射流尾迹与导叶入口边周期性的相互切割作用引起的。压力脉动的波动幅度在蜗壳出口处最大,且沿逆时针方向逐渐减弱;在小流量下较小,随着流量增大,其波动幅度增大。动静转子间存在低压流体区域,其数量与叶轮叶片数相同,传播速度与叶轮转速相同。     

核主泵启动过程压力脉动和径向力研究

为研究核主泵启动过程中压力脉动和径向力的变化规律,根据AP1000启动过程的物性变化规律及参数设置,采用统计学方法对泵内无量纲压力脉动强度进行描述,采用频谱法分析了叶轮径向力。结果表明:导叶流道的压力脉动强度明显强于叶轮流道,随工作温度升高,强度递减;叶轮和压水室的压力脉动强度较弱,随工作温度升高,呈现不规律变化;叶轮径向力在叶频的1倍频和2倍频的脉动幅值较小,随工作温度升高,呈现不规律变化;而叶轮径向力在5倍频的脉动幅值最大,且随工作温度升高,其值递减;核主泵偏离设计工作点运行于常温下会导致导叶流道压力脉动增强,导致主泵的径向振动增强。     

300 MW级核电站主泵压力脉动研究

以国内某300 MW级核电站主泵为对象,利用Navier-Stokes方程和标准k-ε湍流模型对其内部流场进行了非定常数值模拟,并根据模拟结果对丰泵叶轮进、出口和导叶出口处的压力脉动进行研究分析.结果表明:整个泵段的脉动频率主要受叶轮转动频率影响,对于叶轮段为球型的主泵,最大脉动幅值由叶轮入口前向导叶体不断减小,且沿叶高方向依次增大;在叶轮轮缘附近,由于受到球型泵壳的影响,脉动幅值出现减小.     

余热排出泵压力脉动频谱特性数值和试验研究

余热排出泵是核电站中的核二级泵,保证核电站安全停堆。采用导叶和环形蜗壳结合的结构形式以保证余热排出泵安全可靠运行。为研究余热排出泵内部压力脉动的分布和传播规律,采用非定常数值模拟和试验获得了泵内部动静干涉引起的压力脉动信号,并采用频谱法获得了压力脉动频谱特性。结果表明：数值模拟和试验同时捕捉到导叶离心泵内部由动静干涉引起压力脉动频率的两种基本频率（叶轮叶片通过频率和导叶叶片通过频率）。在叶轮流道内导叶叶频及其谐频的压力脉动频谱幅值从叶轮进口到叶轮出口逐渐增强,幅值最大产生在叶片出口边的工作面。在导叶流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值最大发生在喉部。在环形蜗壳流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值分布与导叶叶片出口边位置有关。研究结果可为降低泵内部压力脉动提供一定的参考。     

1000 MWe核反应堆冷却剂泵多场耦合特性分析

为研究高温、高压介质对反应堆冷却剂泵的影响,应用商业计算软件ANSYS Workbench对其进行多场耦合数值模拟计算,得到核主泵内部流场、温度场及应力场分布。计算结果表明：类球形压水室不利于流体流动,内部流动十分复杂并存在明显回流。叶轮前盖板温度明显高于后盖板,前盖板平均温度达到530 K,而后盖板只有500 K。应力集中大都发生在前后盖板与叶片交接处,叶轮的等效应力最小值位于叶轮的后盖板轮毂侧,而最大值出现在叶轮出口与前后盖板交接位置;由于叶轮出口处叶片间的约束较小,而此处产生的热应力及离心力所产生的拉应力较大,使得叶轮出口后盖板处产生最大变形,为0.24 mm。     

核主泵水力性能数值预测的缩比效应研究

为提高核主泵的整体水力性能,实现与屏蔽电机的最优匹配,基于缩比模型换算法,选取RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法,对核主泵进行非定常数值预测及外特性试验。结果表明:在0.4Qd~0.7Qd流量工况下,扬程-流量曲线较为平坦;额定工况下,扬程预测值较额定值高5%,叶轮扬程最大值在0.4Qd工况点,水力效率最大值在0.9Qd工况点,叶轮水力效率模拟值较试验值高5%;小流量工况下,导叶水力损失呈以0.4Qd工况点为中轴线的正态分布,水力损失最大值在0.4Qd工况点;大流量工况下,导叶水力损失最小值在1.1Qd工况点。压水室水力损失符合正弦波分布规律,波峰在0.4Qd工况点附近,波谷在0.9Qd工况点附近。     

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。     

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。     

反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象，采用计算流体动力学（CFD）方法对其内部流场进行数值模拟，得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果，叶片入口轮毂侧流动冲角过大，叶轮额定流量下的扬程低于设计要求，必须汽蚀余量（NPSHr）较大，需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验，确定了叶轮水力性能优化目标；以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量，选择多种组合方案进行计算，确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算，结果表明:相对原设计的叶轮，优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小，NPSHr大幅减小，内部流场更为合理，水力性能明显改善，优化方案满足预期目标。      

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。     

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。     

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。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。