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。     

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。     

非均布导叶对核主泵模型泵性能及压力脉动的影响

为研究核主泵模型泵导叶非均布对于其外特性及压力脉动影响,分别采用SST(剪切应力输运)k-ω湍流模型和分离涡模拟方法对泵内部流场进行了三维定常和非定常数值模拟,得到两模型泵外特性曲线和内部压力脉动情况,并对压力脉动进行时域频域分析。结果表明:采用特定形式的非均布导叶可以改善出口流动,提升模型泵多工况性能;导叶非均布对于泵内不同区域压力脉动影响不同,但其改变了由动静干涉产生的脉动频率分布,削弱了脉动幅值,有助于降低泵的振动和噪声,提高核主泵的安全性。     

基于CFD仿真的CAP1400核主泵流动特性研究

为研究CAP1400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,并对计算的额定工况下的性能与试验进行了对比。结果表明,基于CFD分析的方法可有效预测CAP1400核主泵水力性能,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对比,较全面比较了该核主泵流动特性,对支撑核主泵水力部件设计和优化提供有益的参考。     

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...     

CAP1400湿绕组电机主泵样机通过鉴定

<正>2019年7月15日,CAP1400湿绕组电机主泵样机在上海电气凯士比核电泵阀有限公司顺利完成全部鉴定试验项目,试验数据显示主泵各项性能参数均满足主泵设计规范书的要求,试验后拆检结果满足验收要求。7月31日,样机通过专家鉴定会鉴定,国家核安全监管机构代表全程参与并见证了鉴定试验和拆检过程。CAP1400湿绕组电机主泵是CAP1400示范项目关键设备之一。上海电气凯士比核电泵     

核主泵轴流装置模型水力性能优化

本文以试验实测轴流装置模型的数据为基础,对模型进行数值分析,通过相应的参数调整使分析结果与实测试验数据基本吻合,并在此基础上展开对模型的优化,提高了分析的准确性。分别对叶轮、导叶、泵壳单体进行优化,使其达到最佳效果。分析结果表明,泵壳对性能的影响较大,效率损失约7%,这其中存在一个最佳截面面积。     

低转速对核主泵水力性能影响的试验研究

为研究低转速对水力模型性能的影响,选择了一台核主泵水力模型样机,通过变频改变转速,进行了试验研究,分别对比了核主泵在50 Hz(1495 r/min)、40 Hz(1195r/min)、30 Hz(895 r/min)3种不同转速下的Q-H、Q-P、Q-η曲线,运用相似比例定律,变换得到相似变换曲线,对比试验和相似变换...     

转速对AP1000核主泵水力性能影响的试验研究

为研究转速对AP1000核主泵水力性能的影响,制造一台核主泵水力模型样机,通过变频改变转速,进行了试验研究,分别对比了核主泵在50Hz(1495r/min)、40Hz(1195r/min)、30Hz(895r/min)3种不同转速下的Q-H、Q-P、Q-η曲线,运用相似比例定律,变换得到相似变换曲线,对比试验和相似变换曲线,得到结果如下:50Hz时该水力样机的过流部件满足设计要求,其性能曲线具有混流泵的特点,有无过载特性,高效区较宽,大流量时具有较高的效率;压水室截面形状对核主泵水力样机性能变化趋势影响有限,决定其性能的主要因素在于叶轮;转速改变时外特性曲线变化趋势相同,但转速降低,扬程下降缓慢,Q-H曲线相对平坦,最大轴功率点向大流量偏移,泵的总体效率下降,最高效率降低,同时高效区变窄。转速降低超过20%相似比例变换公式失效,引入了修正系数对相似变化曲线进行修正。     

CAP1000核主泵闭式锻造叶轮加工技术

CAP1000屏蔽式核主泵作为泵行业的高端设备,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、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点。本文对核电主泵的国内技术现状以及1000 MW核主泵的锻造叶轮加工技术进行了介绍。目前国内企业已完成了多项关键技术,如水力部件、隔热屏、换热器、全流量试验等的自主化,但核主泵叶轮采用锻件加工的技术并没有完整建立,有待进一步研究。     

CAP1400反应堆水力试验模型简化和比例分析

CAP1400是我国自主开发的第三代非能动核电站。为了验证CAP1400反应堆水力设计的合理性,有必要开展整体水力模拟试验。在整体水力模拟试验中,试验件比例分析和简化是试验开展的基础。从模型比例、模型相似关系和模型简化设计等方面介绍了模型试验件的设计。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验的试验件简化设计进行了详细地描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能反映CAP1400反应堆内冷却剂的实际流动状态。     

导叶对液力透平性能的影响研究

为研究液力透平入口导叶型式对透平性能的影响,采用CFD软件对不同导叶出口角、导叶数量以及导叶开度进行数值模拟分析。分析表明,改变导叶出口角可以改善叶轮入口流动状况。同时随着导叶叶片数增加,透平做功能力显著增强,但在叶片数14时效率最高。导叶开度对透平性能影响比较显著,导叶开度增加,透平向大流量方向偏移,导叶开度减小,透平向小流量偏移。同样流量下,导叶开度减小,透平扬程高,导叶开度对透平效率影响不大。     

含气率对主泵水力性能和水力载荷影响的数值分析

通过采用全空化模型及标准κ-ε湍流模型,对入口含气率(气体体积分数)为0.10%～9.70%范围内的主泵运行状态进行数值模拟,分析了主泵水力性能、水力径向力和轴向力以及水力载荷频谱等数据,获得了气体体积分数对主泵水力性能及水力激振载荷影响的特征。结果表明:随着气体体积分数增大,主泵扬程下降,叶轮背面首先发生积气;在不发生空化的前提下,扬程与气体体积分数直接相关,与介质温度和压力无明显关系;施加在泵壳和叶轮的水力载荷力的波动幅值随着气体体积分数的增大而减小。     

前置导叶对混流泵性能的影响及研究

提高泵的运行效率对于节能减排有重要意义。本文提出一种新的节能装置——前置导叶,来提高泵站多年来由于淤积和水位变化引起的效率降低。本文通过试验验证安装前置导叶对泵性能的影响、不同预旋角度对泵性能的影响,并分析实际效果,说明利用前置导叶提高泵工况的运行效率是一种可行的方法。     

核主泵轴承滑油唧油叶轮导叶性能优化

以某核主泵轴承为研究对象,针对华龙一号对其超设计基准工况运行要求,采用CFD和Stage(Mixing Plane)单叶片通道技术对叶轮导叶进行了仿真。通过对叶轮导叶流道进出口面积的设计及叶轮导叶面积比匹配优化,提高了叶轮导叶的水力效率,对核主泵轴承在超设计基准工况中的SBO和丧失冷却水运行的安全性予以提升,结果表明:优化后叶轮导叶性能较之前有明显提高;对于该类叶轮导叶的优化,需要同时对叶轮导叶进出口流道面积进行调整。研究成果可为相关核主泵轴承用叶轮导叶优化设计提供一定的技术参考。     

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。     

基于数值模拟核主泵水力优化设计平台开发

核主泵是压水堆核电站核岛内唯一长期高速旋转的装备,是核电站的心脏。该文针对第三代核主泵AP1000的水力要求,开发基于数值模拟的混流式核主泵优化设计平台。利用该平台开展了球形压水室直径及导叶包角和导叶数对球形压水室内水力损失影响的研究。研究表明这三者对球形压水室的水力损失有着较明显的影响。实践表明该平台可用性好,效率高。     

导叶周向布置位置对核主泵压力脉动的影响

基于RNG k-ε湍流模型和滑移网格模型,对核主泵导叶在不同周向位置缩比模型的内部流动进行全三维非定常数值计算。研究导叶周向布置位置对叶轮出口、叶轮-导叶间隙处以及泵壳内压力脉动的影响规律,并分析导叶周向位置对导叶下游流动的影响,结果表明:导叶周向位置对模型泵内压力分布影响较大,在时域图中,导叶位置主要影响模型泵内压力脉动的波动幅度,导叶在α=0?时压力脉动的主波动幅度最小;在频域图中,导叶位置主要影响压力脉动能量幅值,导叶在α=0?时脉动能量幅值最小。叶轮出口的压力脉动能量幅值最大,泵壳内的能量幅值最小,压力脉动主要由动、静叶间的相互干涉引起。叶轮出口、叶轮-导叶间隙处的压力脉动频率主要受叶频影响,泵壳内的压力脉动频率仅与转频有关。导叶周向位置对导叶下游的内部流动影响较大,导叶在α=0?时截面B—B内的压力分布均匀、压力梯度小。合适的导叶周向位置可有效改善泵内的压力脉动分布,进而降低泵的振动。     

1000 MW核主泵水力计算与压力脉动分析

本文以1000 MW核电轴流式核主泵为研究对象,首先对稳态条件下核主泵全流道流场进行计算,通过与试验值进行对比,验证了CFD数值计算准确性和精度。同时为了掌握核主泵全流道压力脉动特性,以稳态计算结果为初始条件,对核主泵非稳态数值计算,在计算中轴流泵设置了15个压力脉动监测点。计算结果表明:泵壳进口区域压力脉动为规则正弦波,主要频率为叶频;叶轮和导叶相互作用影响,压力脉动变化较复杂,脉动频率成分较多且脉动幅值较大;泵壳出口区域总体脉动较弱。